Radioproteção e Dosimetria - Fundamentos

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RADIOPROTEÇÃO E DOSIMETRIA: 
 
 
FUNDAMENTOS 
 
 
 
 
 
 
 
 
Luiz Tauhata 
Ivan Salati 
Renato Di Prinzio 
Antonieta R. Di Prinzio 
 
 
 
 
 
 
INSTITUTO DE RADIOPROTEÇÃO E DOSIMETRIA 
 
COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR 
 
RIO DE JANEIRO 
 
 
 
 
 
 
 
10a - Revisão – Abril/2014 
ii 
Todos os direitos reservados aos autores 
 
 
 
 
 
Comissão Nacional de Energia Nuclear 
 
Instituto de Radioproteção e Dosimetria 
 
Av. Salvador Allende, s/n - Barra da Tijuca 
Rio de Janeiro - RJ 
CEP: 22783-127 
 
 
 
 
Tel.: (21) 2173-2885 
 (21) 2173-2833 
 (21) 2173-2300 
 
e-mail: 
tauhata@ird.gov.br 
ivsalati@cnen.gov.br 
renato@ird.gov.br 
tuna115@hotmail.com 
 
 
 
Nota: todos os conceitos emitidos e contidos nesta publicação, são de responsabilidade 
exclusiva dos autores. 
 
Tauhata, L., Salati, I. P. A., Di Prinzio, R., Di Prinzio, M. A. R. R. 
 
Radioproteção e Dosimetria: Fundamentos - 10ª revisão abril/2014 - Rio de 
Janeiro - IRD/CNEN. 
344p. 
 
ISBN: 978-85-67870-02-1 
 
1.Radiações 2.Fontes de Radiação Ionizante 3.Interação da Radiação com a 
Matéria 4.Efeitos Biológicos da Radiação 5.Grandezas Radiológicas e 
Unidades 6.Detectores de Radiação 7.Noções de Proteção Radiológica 
8.Gerência de Rejeitos Radioativos 9.Transporte de Materiais Radioativos 
10.Anexo A: Normas da CNEN 11.Anexo B: Radiações Ionizantes e 
Legislação para Trabalhadores 12.Anexo C: Determinação de Blindagens 
em Radioterapia. 
iii 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
APRESENTAÇÃO 
 
 
 
 
Esta é uma versão revisada da apostila Radioproteção e Dosimetria: 
Fundamentos, preparada para atender aos cursos de treinamento oferecidos pelo 
IRD e as pessoas interessadas no assunto. 
 
Nesta 10a Revisão foram atualizados conceitos, principalmente no capítulo 
de Grandezas Radiológicas, devido à atualização da Norma CNEN-NN-3.01 
Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica, publicada no Diário Oficial da União 
em 01 de setembro de 2011. 
 
Foram incluídos um capítulo relacionado à Gerência de Rejeitos, outro 
relativo ao Transporte de Materiais Radioativos e três anexos sobre Normas da 
CNEN, Radiações Ionizantes e Legislação para Trabalhadores e Determinação 
de Blindagens em Radioterapia. Foram ainda adicionadas várias tabelas de uso 
em proteção radiológica, para facilitar a consulta por parte dos usuários. 
 
Na preparação da apostila, os autores desejam agradecer a todos os 
colegas da Divisão de Metrologia de Radionuclídeos, principalmente à Estela 
Maria de Oliveira Bernardes, pela paciência e colaboração. 
 
A todos que tiverem acesso ao texto, solicitamos sugestões, ementas e 
correções, para que possamos elaborar um trabalho aperfeiçoado e com menor 
número de falhas ou omissões. 
 
 
 
Os autores 
 
iv 
ÍNDICE 
 
Relação de Figuras .................................................................................................... xix 
 
Relação de Tabelas .................................................................................................. xxvi 
 
 
CAPÍTULO 1 
 
RADIAÇÕES ................................................................................................................ 1 
 
1.1. COMPOSIÇÃO DA MATÉRIA E TEORIA ATÔMICA ............................ 1 
1.1.1. Visão macroscópica da matéria .......................................................................... 1 
1.1.2. Substâncias simples e compostas ........................................................................ 1 
1.1.3. Fases e estados da substância ............................................................................. 1 
1.1.4. Visão microscópica da matéria ........................................................................... 1 
1.1.5. A aceitação do átomo .......................................................................................... 2 
1.1.6. Lei das proporções definidas .............................................................................. 2 
1.1.7. Lei das proporções múltiplas .............................................................................. 2 
 
1.2. ESTRUTURA DA MATÉRIA ......................................................................... 2 
1.2.1. Composição da matéria ....................................................................................... 2 
1.2.2. Estrutura do átomo .............................................................................................. 2 
1.2.3. Raio atômico ....................................................................................................... 2 
1.2.4. Raio iônico .......................................................................................................... 3 
1.2.5. Estrutura eletrônica ............................................................................................. 3 
1.2.6. Energia de ligação eletrônica .............................................................................. 4 
1.2.7. Estrutura nuclear ................................................................................................. 5 
1.2.8. Notação química ................................................................................................. 5 
1.2.9. Organização nuclear ........................................................................................... 5 
1.2.10. Tabela de nuclídeos .......................................................................................... 6 
1.2.11. Isótopos, isóbaros e isótonos ............................................................................ 7 
1.2.12. Tabela Periódica ............................................................................................... 8 
1.2.13. Preenchimentos das camadas eletrônicas ....................................................... 10 
1.2.14. Regra de Hund ................................................................................................ 12 
 
1.3. TRANSIÇÕES ................................................................................................ 12 
1.3.1. Estados excitados .............................................................................................. 12 
1.3.2. Transição eletrônica .......................................................................................... 12 
1.3.3. Transição nuclear .............................................................................................. 13 
1.3.4. Meia-vida do estado excitado ........................................................................... 13 
 
1.4. ORIGEM DA RADIAÇÃO ........................................................................... 15 
1.4.1. Fótons ............................................................................................................... 15 
1.4.2. Raios X ............................................................................................................. 16 
 
1.5. RADIOATIVIDADE ...................................................................................... 16 
1.5.1. Constante de decaimento λ ............................................................................... 16 
1.5.2. Atividade de uma amostra, A ........................................................................... 16 
1.5.3. Atividade de uma amostra em um dado instante .............................................. 16 
v 
1.5.4. Decaimento da atividade com o tempo ............................................................. 17 
1.5.5. Unidades de atividade - o becquerel e o curie .................................................. 17 
1.5.6. Múltiplos e submúltiplos das unidadesde atividade ........................................ 18 
1.5.7. Meia-vida do radioisótopo T1/2 ......................................................................... 18 
1.5.8. Vida-média do radioisótopo, τ .......................................................................... 18 
 
1.6. RADIAÇÕES NUCLEARES ......................................................................... 19 
1.6.1. Unidades de energia de radiação ...................................................................... 19 
1.6.2. Radiação β ........................................................................................................ 19 
1.6.2.1. Emissão β- ...................................................................................................... 20 
1.6.2.2. O neutrino v e o anti-neutrino 

 ..................................................................... 20 
1.6.2.3. Equação da transformação do nêutron na emissão β- ..................................... 20 
1.6.2.4. Emissão β+ ...................................................................................................... 20 
1.6.2.5. Características da emissão beta ...................................................................... 20 
1.6.2.6. Emissão de mais de uma radiação beta em um decaimento ........................... 22 
1.6.2.7. Emissores β puros ........................................................................................... 22 
1.6.2.8. Captura eletrônica, EC ................................................................................... 23 
1.6.3. Radiação α ........................................................................................................ 24 
1.6.3.1. Equação da transformação no decaimento alfa .............................................. 24 
1.6.3.2. Energia da radiação α ..................................................................................... 25 
1.6.4. Emissão gama ................................................................................................... 26 
1.6.4.1. Características da emissão gama .................................................................... 26 
1.6.4.2. Intensidade relativa de emissão Iγ (branching ratio). .................................... 27 
1.6.4.3. Valores de referência para as energias das radiações γ .................................. 28 
1.6.5. Intensidade relativa das radiações e atividade total .......................................... 30 
1.6.6. Atividade e decaimento de uma mistura de radionuclídeos ............................. 31 
1.6.7. Esquema de decaimento de um radionuclídeo .................................................. 32 
 
1.7. INTERAÇÕES EM PROCESSOS DE DECAIMENTO ............................ 32 
1.7.1. Raios X Característicos ..................................................................................... 32 
1.7.2. Elétrons Auger .................................................................................................. 33 
1.7.3. Conversão interna ............................................................................................. 33 
 
1.8. RADIAÇÃO PRODUZIDA PELA INTERAÇÃO DE RADIAÇÃO 
COM A MATÉRIA ........................................................................................ 35 
1.8.1. Radiação de freamento (Bremsstrahlung) ........................................................ 35 
1.8.2. Produção de pares ............................................................................................. 36 
1.8.3. Radiação de aniquilação ................................................................................... 36 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS .......................................................... 38 
 
 
CAPÍTULO 2 
 
FONTES NATURAIS E ARTIFICIAIS DE RADIAÇÃO IONIZANTE ............. 39 
 
2.1. FONTES NATURAIS .................................................................................... 39 
2.1.1. Origem dos elementos químicos ....................................................................... 39 
2.1.2. Composição química do homem referência ..................................................... 40 
2.1.3. Os elementos radioativos naturais .................................................................... 42 
vi 
2.1.4. As famílias radioativas ..................................................................................... 42 
2.1.5. O radônio e o torônio ........................................................................................ 44 
2.1.6. A radiação cósmica ........................................................................................... 47 
 
2.2. FONTES ARTIFICIAIS ................................................................................ 47 
2.2.1. Tipos de geradores de radiação ......................................................................... 48 
2.2.2. Tubos de raios X ............................................................................................... 48 
2.2.3. Aceleradores de partícula ................................................................................. 49 
2.2.4. Aceleradores de elétrons ................................................................................... 49 
2.2.5. Acelerador Van de Graaff ................................................................................. 50 
2.2.6. Ciclotrons .......................................................................................................... 51 
2.2.6.1. Ciclotrons para produção de radioisótopos para medicina ............................. 51 
2.2.6.2. O acelerador do Laboratório Nacional de Luz Sincrotron ............................. 52 
2.6.2.3. O Grande Colisor de Hadron (Large Hadron Collider) - LHC ..................... 53 
2.2.7. Fontes de nêutrons ............................................................................................ 54 
2.2.8. Irradiadores com radioisótopos ......................................................................... 55 
2.2.8.1. Bomba de Cobalto .......................................................................................... 55 
2.2.8.2. Fontes para braquiterapia ............................................................................... 55 
2.2.8.3. Irradiadores para gamagrafia .......................................................................... 56 
2.2.8.4. Irradiador industrial ........................................................................................ 57 
2.2.9. Efluentes e precipitações .................................................................................. 57 
 
2.3. INSTALAÇÕES NUCLEARES NO BRASIL ............................................. 59 
2.3.1. Reatores nucleares ............................................................................................ 59 
2.3.1.1. Reatores de potência ....................................................................................... 60 
2.3.1.2. Reatores de pesquisa ...................................................................................... 63 
2.3.2. O ciclo do combustível nuclear ........................................................................ 63 
2.3.2.1. A mineração e extração do urânio .................................................................. 63 
2.3.2.2. Conversão para hexafluoreto de urânio (UF6). ............................................... 65 
2.3.2.3. O enriquecimento isotópico do urânio ........................................................... 65 
2.3.2.4. A fabricação do elemento combustível .......................................................... 66 
2.3.2.5. O reprocessamento do combustível ................................................................ 67 
2.3.2.6. Rejeitos radioativos no ciclo do combustível ................................................. 682.3.2.7. Instalações nucleares industriais do Ciclo do Combustível no Brasil ............ 68 
2.3.2.8. Instalações nucleares de pesquisa no Brasil ................................................... 69 
 
2.4. INSTALAÇÕES RADIATIVAS NO BRASIL ............................................ 72 
2.4.1. Instalações médicas .......................................................................................... 72 
2.4.1.1. Serviços de Radioterapia ................................................................................ 72 
2.4.1.2. Serviços de Medicina Nuclear ........................................................................ 73 
2.4.1.3. Instalações de produção de radiofármacos de meia-vida curta ...................... 73 
2.4.2. Instalações industriais ....................................................................................... 74 
2.4.2.1. Instalações de radiografia industrial ............................................................... 74 
2.4.2.2. Indústrias que operam medidores nucleares ................................................... 74 
2.4.2.3. Serviços de perfilagem de petróleo ................................................................ 74 
2.4.2.4. Irradiadores industriais de grande porte ......................................................... 74 
2.4.3. Instalações de pesquisa ..................................................................................... 75 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS .......................................................... 76 
 
vii 
CAPÍTULO 3 
 
INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM A MATÉRIA ............................................. 77 
 
3.1. IONIZAÇÃO, EXCITAÇÃO, ATIVAÇÃO E RADIAÇÃO DE 
FREAMENTO ................................................................................................ 77 
3.1.1. Excitação atômica ou molecular ....................................................................... 77 
3.1.2. Ionização ........................................................................................................... 77 
3.1.3. Ativação do núcleo ........................................................................................... 77 
3.1.4. Radiação de freamento ..................................................................................... 77 
 
3.2. RADIAÇÕES DIRETAMENTE E INDIRETAMENTE 
IONIZANTES ................................................................................................. 78 
3.2.1. Interação ........................................................................................................... 78 
3.2.2. Probabilidade de interação ou secção de choque .............................................. 78 
 
3.3. INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO ELETROMAGNÉTICA COM A 
MATÉRIA ....................................................................................................... 79 
3.3.1. Efeito Fotoelétrico ............................................................................................ 79 
3.3.2. Pico de absorção K para o efeito fotoelétrico ................................................... 80 
3.3.3. Efeito Compton ................................................................................................. 81 
3.3.4. Espalhamento Compton coerente ou efeito Rayleigh ....................................... 83 
3.3.5. Formação de par ............................................................................................... 83 
3.3.6. Importância relativa dos efeitos fotoelétrico, Compton e produção de pares ... 84 
3.3.7. Coeficiente de atenuação linear total, μ ............................................................ 85 
3.3.8. Coeficiente de atenuação linear em massa ....................................................... 86 
3.3.9. Coeficiente de atenuação e secção de choque microscópica ............................ 87 
3.3.10. Coeficiente de atenuação linear total de uma mistura ou composto ................. 88 
3.3.11. Coeficiente de transferência de energia ............................................................ 88 
3.3.12. Coeficiente de absorção de energia .................................................................. 89 
 
3.4. INTERAÇÃO DE NÊUTRONS COM A MATÉRIA ................................. 89 
3.4.1. Classificação da energia dos nêutrons .............................................................. 90 
3.4.2. Tipos de interação com nêutrons ...................................................................... 91 
3.4.2.1. Ativação com nêutrons ................................................................................... 92 
3.4.2.2. Reação de fissão nuclear ................................................................................ 92 
 
3.5. INTERAÇÃO DAS RADIAÇÕES DIRETAMENTE IONIZANTES 
COM A MATÉRIA ........................................................................................ 94 
3.5.1. Radiações diretamente ionizantes ..................................................................... 94 
3.5.2. Poder de freamento ........................................................................................... 95 
3.5.3. Poder de freamento de colisão e de radiação .................................................... 96 
3.5.4. Poder de freamento restrito ou LET ................................................................. 96 
3.5.5. Alcance de partículas carregadas em um material (range) ............................... 96 
3.5.5.1. Alcance médio ................................................................................................ 96 
3.5.5.2. Alcance extrapolado ....................................................................................... 97 
3.5.5.3. Alcance máximo ............................................................................................. 97 
 
3.6. INTERAÇÃO DE ELÉTRONS COM A MATÉRIA .................................. 97 
3.6.1. Alcance para elétrons monoenergéticos ........................................................... 98 
viii 
3.6.2. Atenuação das partículas beta ........................................................................... 99 
3.6.3. Alcance das partículas beta ............................................................................. 100 
3.6.4. Poder de freamento para elétrons de alta energia ........................................... 101 
3.6.5. Valor efetivo de (Z/A) de um material ........................................................... 102 
 
3.7. INTERAÇÃO DAS PARTÍCULAS α COM A MATÉRIA ...................... 102 
3.7.1. Alcance das partículas α ................................................................................. 103 
3.7.2. Alcance e atenuação das radiações no ar e no tecido humano........................ 103 
 
3.8. INTERAÇÃO DE FRAGMENTOS DE FISSÃO COM A MATÉRIA ... 104 
3.8.1. Alcance de fragmentos de fissão .................................................................... 105 
 
3.9. TEMPO DE PERCURSO ............................................................................ 105 
 
3.10. PROCESSOS INTEGRADOS DE INTERAÇÃO: DISSIPAÇÃO DE 
ENERGIA ...................................................................................................... 105 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 107 
 
 
CAPÍTULO 4 
 
EFEITOS BIOLÓGICOS DA RADIAÇÃO .......................................................... 108 
 
4.1. ESTRUTURA E METABOLISMO DA CÉLULA ................................... 108 
4.1.1. Estrutura básica da célula ............................................................................... 108 
4.1.2. Metabolismo celular ....................................................................................... 109 
4.1.3. Fases da vida celular .......................................................................................109 
4.1.3.1. O ciclo celular .............................................................................................. 109 
4.1.3.2. Reprodução celular ....................................................................................... 110 
 
4.2. INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM O TECIDO BIOLÓGICO .......... 111 
4.2.1. Formas e tipos de irradiação ........................................................................... 111 
4.2.1.1. Exposição única, fracionada ou periódica .................................................... 112 
4.2.1.2. Exposição de corpo inteiro, parcial ou colimada ......................................... 113 
4.2.1.3. Exposição a feixes intensos, médios e fracos ............................................... 113 
4.2.1.4. Exposição a fótons, partículas carregadas ou a nêutrons ............................. 113 
4.2.2. Danos celulares ............................................................................................... 114 
4.2.3. Mutações ......................................................................................................... 116 
4.2.4. Modificação celular pela radiação .................................................................. 116 
4.2.5. Morte celular ................................................................................................... 117 
4.2.6. Curvas de sobrevivência ................................................................................. 117 
4.2.7. Detrimento ...................................................................................................... 118 
4.2.8. Risco do efeito biológico induzido pela radiação ionizante ........................... 118 
4.2.9. Detectabilidade epidemiológica ...................................................................... 119 
 
4.3. ETAPAS DA PRODUÇÃO DO EFEITO BIOLÓGICO PELA 
RADIAÇÃO .................................................................................................. 119 
4.3.1. Efeitos físicos .................................................................................................. 119 
4.3.2. Efeitos químicos ............................................................................................. 120 
ix 
4.3.3. Efeitos biológicos ........................................................................................... 121 
4.3.4. Efeitos orgânicos - Doenças ........................................................................... 122 
 
4.4. RADIOSSENSIBILIDADE DOS TECIDOS ............................................. 123 
4.4.1. Efetividade biológica relativa - RBE .............................................................. 123 
4.4.2. Transferência linear de energia - LET ............................................................ 124 
4.4.3. Radiações de baixo LET ................................................................................. 125 
4.4.4. Indução de câncer pelas radiações de baixo LET ........................................... 125 
4.4.5. Radiações de alto LET .................................................................................... 126 
4.4.6. Indução de câncer pelas radiações de alto LET .............................................. 126 
4.4.7. Fator de eficiência da dose e da taxa de dose - DDREF ................................. 127 
4.4.8. O fator de redução DDREF ............................................................................ 127 
4.4.9. Obtenção do DDREF ...................................................................................... 127 
 
4.5. CLASSIFICAÇÃO DOS EFEITOS BIOLÓGICOS ................................. 128 
4.5.1. Denominação dos efeitos biológicos .............................................................. 128 
4.5.2. Efeitos estocásticos ......................................................................................... 128 
4.5.3. Efeitos determinísticos .................................................................................... 129 
4.5.4. Efeitos somáticos ............................................................................................ 130 
4.5.5. Efeitos genéticos ou hereditários .................................................................... 130 
4.5.6. Efeitos imediatos e tardios .............................................................................. 131 
 
4.6. REVERSIBILIDADE, TRANSMISSIVIDADE E FATORES DE 
INFLUÊNCIA ............................................................................................... 131 
4.6.1. Reversibilidade ............................................................................................... 131 
4.6.2. Transmissividade ............................................................................................ 132 
4.6.3. Fatores de influência ....................................................................................... 132 
4.6.3.1. Idade ............................................................................................................. 132 
4.6.3.2. Sexo .............................................................................................................. 133 
4.6.3.3. Estado físico ................................................................................................. 133 
 
4.7. EFEITOS BIOLÓGICOS PRÉ-NATAIS ................................................... 134 
 
4.8. EFEITOS BIOLÓGICOS NA TERAPIA .................................................. 136 
4.8.1. Radioterapia .................................................................................................... 136 
4.8.2. Aplicações oftalmológicas e dermatológicas .................................................. 136 
4.8.3. Aplicação de radiofármacos............................................................................ 136 
 
4.9. SÍNDROME DE IRRADIAÇÃO AGUDA ................................................. 137 
4.9.1. Exposições acidentais com altas doses ........................................................... 137 
4.9.2. Exposição externa localizada .......................................................................... 138 
4.9.3. Exposição de corpo inteiro de um adulto........................................................ 139 
4.9.4. Sindrome de irradiação aguda......................................................................... 140 
4.9.5. Dose letal para componentes da fauna e flora ................................................ 143 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 144 
 
 
 
 
x 
CAPÍTULO 5 
 
GRANDEZAS RADIOLÓGICAS E UNIDADES ................................................. 145 
5.1. EVOLUÇÃO CONCEITUAL DAS GRANDEZAS .................................. 145 
5.1.1. A quantificação da radiação ionizante ............................................................ 145 
5.1.1.1. Campo de radiação ....................................................................................... 145 
5.1.1.2. Grandezas dosimétricas ................................................................................ 145 
5.1.1.3. Grandezas limitantes .................................................................................... 145 
5.1.1.4. Grandezas operacionais ................................................................................ 146 
5.1.1.5. Fatores de conversão e condições de medição ............................................. 146 
5.1.1.6. ICRP e ICRU ................................................................................................ 146 
5.1.2. A notação diferencial ...................................................................................... 147 
 
5.2. PROCEDIMENTO DE DEFINIÇÃO DAS GRANDEZAS 
RADIOLÓGICAS .........................................................................................147 
5.2.1. Exigência básicas para a definição de uma grandeza ..................................... 147 
5.2.2. Concepções estabelecidas pelas ICRP 26 e ICRP 60 ..................................... 148 
 
5.3. GRANDEZAS RADIOLÓGICAS .............................................................. 149 
5.3.1. Atividade, A .................................................................................................... 149 
5.3.2. Fluência, Φ ...................................................................................................... 150 
5.3.3. Exposição, X ................................................................................................... 150 
5.3.4. Dose absorvida (Absorbed dose), D ............................................................... 151 
5.3.5. Dose equivalente (Dose Equivalent), H, (ICRP 26). ...................................... 151 
5.3.6. Dose equivalente num tecido ou órgão (Dose equivalent in a tissue or 
organ) Dose HT (ICRP 26) e CNEN-NE-3.01 (1988). ................................... 153 
5.3.7. Dose equivalente efetiva (Effective dose equivalent), HE (ICRP 26). ............ 153 
5.3.8. Kerma, K ......................................................................................................... 154 
5.3.9. Dose absorvida comprometida (Committed absorbed dose), D(τ) ................. 154 
5.3.10. Dose equivalente comprometida num tecido (Committed equivalent dose 
in a tissue), HT() (ICRP 26) .......................................................................... 154 
5.3.11. Dose efetiva comprometida (Committed effective dose), HE) (ICRP 26). ... 155 
5.3.12. Dose equivalente coletiva num tecido (Collective equivalent dose in a 
tissue), ST ........................................................................................................ 155 
5.3.13. Dose efetiva coletiva (Collective effective dose), S ........................................ 155 
 
5.4. RELAÇÕES ENTRE AS GRANDEZAS ................................................... 155 
5.4.1. Relação entre kerma (K) e dose absorvida (D) .............................................. 155 
5.4.2. Relação entre kerma de colisão (KC) e a fluência (Φ) .................................... 156 
5.4.3. Relação entre exposição (X) e dose absorvida no ar (Dar) ............................. 156 
5.4.4. Relação entre dose absorvida no ar (Dar) e em outro material (Dm) ............. 156 
5.4.5. Relação entre taxa de exposição (�̇�) e atividade da fonte (A) ........................ 157 
5.4.6. Relação entre dose efetiva (E) e atividade de uma fonte (A) puntiforme ...... 164 
5.4.7. Relação entre dose efetiva (E) e atividade (A) por unidade de área ............... 166 
5.4.8. Relação entre dose absorvida na pele (DT) e atividade (A) por unidade de 
área de emissor beta ........................................................................................ 167 
5.4.9. Relação entre dose efetiva (E) e atividade (A) de radionuclídeo 
incorporada ..................................................................................................... 170 
5.5. GRANDEZAS OPERACIONAIS ............................................................... 173 
5.5.1. Esfera ICRU .................................................................................................... 173 
xi 
5.5.2. Campo expandido ........................................................................................... 174 
5.5.3. Campo expandido e alinhado .......................................................................... 174 
5.5.4. Grandezas operacionais para monitoração de área ......................................... 174 
5.5.4.1. Equivalente de dose ambiente (Ambient dose equivalent) H*(d) ................. 174 
5.5.4.2. Equivalente de dose direcional (Directional dose equivalent), H´(d,Ω) ...... 174 
5.5.5. Grandeza operacional para monitoração individual ....................................... 175 
5.5.5.1. Equivalente de dose pessoal (Individual dose equivalent), Hp(d) ............... 175 
5.5.5.2. Equivalente de dose para fótons (Photon dose equivalent), HX ................... 175 
5.5.6. Relações entre as grandezas limitantes e operacionais ................................... 176 
 
5.6. GRANDEZAS DEFINIDAS NA ICRP 60, EM SUBSTITUIÇÃO ÀS 
DA ICRP 26, E INCLUÍDAS NA NORMA CNEN-NN-3.01 (2011). ....... 177 
5.6.1. Dose equivalente (Equivalent dose), HT ......................................................... 177 
5.6.2. Dose efetiva (Effective dose), E ...................................................................... 177 
5.6.3. Outras grandezas que mudaram de denominação ........................................... 178 
 
5.7. COEFICIENTE DE RISCO, F .................................................................... 178 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 180 
 
 
CAPÍTULO 6 
 
DETECTORES DE RADIAÇÃO ........................................................................... 181 
 
6.1. PRINCÍPIOS DE OPERAÇÃO DOS DETECTORES DE 
RADIAÇÃO .................................................................................................. 181 
6.1.1. Detectores de radiação .................................................................................... 181 
6.1.2. Propriedades de um detector ........................................................................... 181 
6.1.3. Eficiência de um detector ............................................................................... 182 
6.1.3.1. Eficiência intrínseca do detector .................................................................. 182 
6.1.3.2. Eficiência absoluta de um detector ............................................................... 182 
6.1.4. Fatores que definem a escolha de detectores .................................................. 183 
6.1.4.1. Tipo da radiação ........................................................................................... 183 
6.1.4.2. Intervalo de tempo de interesse .................................................................... 183 
6.1.4.3. Precisão, exatidão, resolução........................................................................ 183 
6.1.4.4. Condições de trabalho do detector ............................................................... 183 
6.1.4.5. Tipo de informação desejada ........................................................................ 184 
6.1.4.6. Características operacionais e custo ............................................................. 184 
6.1.5. Especificações para monitores, dosímetros e sistemas de calibração ............. 184 
6.1.5.1. Monitor de radiação...................................................................................... 184 
6.1.5.2. Dosímetro ..................................................................................................... 185 
6.1.5.3. Sistema de calibração ................................................................................... 185 
6.1.5.4. Detector para medição de uma grandeza por definição ............................... 186 
 
6.2. DETECÇÃO UTILIZANDO EMULSÕES FOTOGRÁFICAS .............. 186 
6.2.1. Emulsões fotográficas ..................................................................................... 186 
6.2.2. Mecanismo de interação da radiação com as emulsões fotográficas .............. 187 
6.2.3. Interação de fótons e nêutrons com a emulsão fotográfica ............................. 187 
6.2.4. Aplicações da dosimetria com emulsões fotográficas .................................... 187 
xii 
6.2.4.1. Monitoração pessoal de radiação X e gama ................................................. 187 
6.2.4.2. Uso em raio X diagnóstico ...........................................................................188 
6.2.4.3. Gamagrafia ................................................................................................... 189 
 
6.3. DETECTORES TERMOLUMINESCENTES .......................................... 189 
6.3.1. O mecanismo da termoluminescência ............................................................ 189 
6.3.2. Utilização na detecção e dosimetria de radiação ............................................ 190 
6.3.3. Principais materiais termoluminescentes ........................................................ 190 
6.3.4. Leitor de TLD ................................................................................................. 190 
 
6.4. DETECTORES À GÁS ................................................................................ 191 
6.4.1. Uso de gases como detectores ........................................................................ 191 
6.4.2. Energia média para formação de um par de íons (W) em um gás .................. 191 
6.4.3. Formação de pulso de tensão ou de corrente em detectores à gás .................. 192 
6.4.4. Regiões de operação para detectores à gás ..................................................... 192 
6.4.4.1. Região inicial não-proporcional ................................................................... 193 
6.4.4.2. Região de saturação de íons ......................................................................... 193 
6.4.4.3. Região proporcional ..................................................................................... 193 
6.4.4.4. Região de proporcionalidade limitada .......................................................... 194 
6.4.4.5. Região Geiger-Müller................................................................................... 194 
6.4.4.6. Região de descarga contínua ........................................................................ 194 
6.4.5. Câmaras de ionização ..................................................................................... 194 
6.4.6. Detectores proporcionais ................................................................................ 198 
6.4.7. Detectores Geiger-Müller ............................................................................... 199 
 
6.5. DETECTORES À CINTILAÇÃO .............................................................. 200 
6.5.1. Características importantes de materiais cintiladores ..................................... 201 
6.5.2. Eficiência de cintilação ................................................................................... 201 
6.5.3. Emissão de luz em materiais cintiladores inorgânicos ................................... 201 
6.5.4. A válvula fotomultiplicadora .......................................................................... 202 
6.5.5. Materiais cintiladores ...................................................................................... 204 
6.5.5.1. O iodeto de sódio .......................................................................................... 204 
6.5.5.2. O iodeto de césio .......................................................................................... 204 
6.5.5.3. O germanato de bismuto............................................................................... 205 
6.5.5.4. Sulfeto de zinco ativado ............................................................................... 205 
6.5.6. Emissão de luz em materiais cintiladores orgânicos ...................................... 205 
6.5.7. Materiais cintiladores orgânicos ..................................................................... 206 
6.5.8. Cintiladores plásticos ...................................................................................... 206 
 
6.6. DETECTORES À CINTILAÇÃO LÍQUIDA ............................................ 207 
6.6.1. A solução cintiladora ...................................................................................... 207 
6.6.1.1. Soluções cintiladoras comerciais.................................................................. 208 
6.6.2. Processo de conversão de energia em luz ....................................................... 208 
6.6.2.1. A migração de energia no solvente .............................................................. 209 
6.6.2.2. A migração de energia do solvente para o soluto ......................................... 209 
6.6.2.3. A transferência de energia do solvente para o soluto primário .................... 210 
6.6.2.4. A transferência de energia para o soluto secundário .................................... 210 
6.6.3. Processo quantitativo de detecção com cintilação líquida .............................. 210 
6.6.4. Agente extintor ............................................................................................... 213 
6.6.5. Equipamento de cintilação líquida .................................................................. 213 
xiii 
 
6.7. DETECTORES UTILIZANDO MATERIAIS SEMICONDUTORES ... 216 
6.7.1. Formação de pulsos em materiais semicondutores ......................................... 216 
6.7.1.1. Materiais isolantes, condutores e semi-condutores ...................................... 216 
6.7.1.2. Pares elétrons-buracos .................................................................................. 216 
6.7.1.3. Criação de doadores e receptores em um material ....................................... 217 
6.7.1.4. Interação da radiação com o material semicondutor .................................... 217 
6.7.1.5. Junção p-n..................................................................................................... 218 
6.7.1.6. Região de depleção ....................................................................................... 218 
6.7.1.7. Polarização reversa ....................................................................................... 218 
6.7.2. Detectores de diodos de silício ....................................................................... 218 
6.7.3. Detectores de germânio .................................................................................. 219 
6.7.3.1. Blindagem do detector.................................................................................. 219 
6.7.3.2. Blindagem do Dewar .................................................................................... 220 
6.7.4. Detector de barreira de superfície ................................................................... 220 
6.7.5. Detectores de silício-lítio ................................................................................ 220 
6.7.6. Detectores de telureto de cádmio .................................................................... 222 
6.7.7. Detectores de telureto de zinco e cádmio - CZT ............................................ 222 
 
6.8. CALIBRAÇÃO DE DETECTORES: RASTREABILIDADE ................. 223 
 
6.9. TEORIA DE BRAGG-GRAY ..................................................................... 223 
 
6.10. CADEIAS DE MEDIÇÃO - PRINCIPAIS EQUIPAMENTOS 
AUXILIARES ............................................................................................... 224 
6.10.1. Processamento de sinais em uma cadeia de medição ..................................... 224 
6.10.2. Padrões de instrumentação ............................................................................. 224 
6.10.3. Pulso linear e pulso lógico .............................................................................. 224 
6.10.4. Fonte de tensão (detector bias voltage supplier). ........................................... 225 
6.10.5. Pré-amplificador (preamplifier) ...................................................................... 225 
6.10.6. Amplificador linear (linear amplifier). ........................................................... 226 
6.10.7.Discriminador integral (integral discriminator). ............................................ 226 
6.10.8. Discriminador diferencial ou analisador monocanal (single-channel 
analyzer) - SCA .............................................................................................. 226 
6.10.9. Gerador de retardo (delay generator). ............................................................ 226 
6.10.10. Gatilho (gate) ............................................................................................... 227 
6.10.11. Coincidência (coincidence unit). .................................................................. 227 
6.10 12. Conversor tempo-amplitude (Time to amplitude converter) - TAC ............. 227 
6.10.13. Temporizador (timer) ................................................................................... 228 
6.10.14. Contador (scalers ou counters). ................................................................... 228 
6.10.15. Analisador multicanal (multichannel analyzer) - MCA ............................... 228 
6.10.16. Diagrama de blocos ...................................................................................... 229 
6.10.17. Sistema de calibração absoluta (Triple to Double Coincidence Ratio) - 
TDCR ........................................................................................................... 230 
6.10.18. Hierarquia dos sistema metrológicos ........................................................... 230 
 
6.11. INCERTEZAS ASSOCIADAS ÀS MEDIÇÕES ....................................... 231 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 233 
 
xiv 
 
CAPÍTULO 7 
 
NOÇÕES DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA ...................................................... 234 
 
7.1. SEGURANÇA E PROTEÇÃO RADIOLÓGICA ...................................... 234 
7.1.1. Conceito de Proteção Radiológica .................................................................. 234 
7.1.1.1. Proteção Radiológica do Ecossistema .......................................................... 234 
7.1.1.2. Avaliação de Impacto Ambiental ................................................................. 235 
7.1.1.3. NORM e TENORM ..................................................................................... 235 
7.1.2. Conceito de Segurança Radiológica ............................................................... 236 
7.1.3. Segurança doméstica e externa ....................................................................... 236 
 
7.2. PRINCÍPIOS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA .................................... 237 
7.2.1. Justificação ..................................................................................................... 237 
7.2.2. Otimização ...................................................................................................... 237 
7.2.3. Limitação da dose individual .......................................................................... 238 
7.2.4. Limites primários ............................................................................................ 239 
7.2.4.1. Limites secundários, derivados e autorizados .............................................. 240 
7.2.4.2. Níveis de referência ...................................................................................... 241 
7.2.4.3. Classificação da áreas de trabalho ................................................................ 242 
7.2.4.4. Exposição crônica do público....................................................................... 243 
7.2.4.5. Bandas de dose efetiva ................................................................................. 243 
 
7.3. SITUAÇÕES DE EMERGÊNCIA .............................................................. 244 
7.3.1. Sistema de triagem de público ........................................................................ 245 
 
7.4. CUIDADOS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA ...................................... 246 
7.4.1. Tempo ............................................................................................................. 246 
7.4 2. Distância ......................................................................................................... 247 
7.4.3. Blindagem ....................................................................................................... 247 
7.4.4. Blindagem de uma instalação ......................................................................... 247 
7.4.5. Blindagem para diferentes tipos de radiação .................................................. 248 
7.4.5.1. Blindagem para nêutrons .............................................................................. 248 
7.4.5.2. Blindagem para partículas carregadas .......................................................... 248 
7.4.5.3. Blindagem para raios X e gama ................................................................... 249 
7.4.5.4. Camada semi-redutora .................................................................................. 250 
7.4.5.5. Fator de redução ou atenuação ..................................................................... 254 
7.4.5.6. Fator de crescimento (build up).................................................................... 254 
 
7.5. O PLANO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA ......................................... 255 
7.5.1. Responsabilidades do titular (direção) da instalação ...................................... 256 
7.5.2. Responsabilidades do supervisor de proteção radiológica - SPR ................... 256 
7.5.3. Responsabilidades dos IOE da instalação ....................................................... 257 
 
7.6. ATIVIDADES DO SERVIÇO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA ........ 257 
 
7.7. REGRAS PRÁTICAS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA ..................... 257 
7.7.1. Equipamentos e instalações ............................................................................ 257 
7.7.2. Planejamento da atividade .............................................................................. 258 
xv 
7.7.3. Procedimentos operacionais ........................................................................... 258 
7.7 4. Gerência de rejeitos ........................................................................................ 258 
7.7.5. Segurança e acidentes ..................................................................................... 259 
 
7.8. O SÍMBOLO DA RADIAÇÃO ................................................................... 259 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 261 
 
 
CAPÍTULO 8 
 
GERÊNCIA DE REJEITOS RADIOATIVOS ...................................................... 262 
 
8.1. REJEITOS RADIOATIVOS E DEPÓSITOS DE REJEITOS ................ 262 
 
8.2. CLASSIFICAÇÃO DOS REJEITOS RADIOATIVOS ............................ 263 
 
8.3. REQUISITOS BÁSICOS DA GERÊNCIA DE REJEITOS 
RADIOATIVOS ............................................................................................ 263 
 
8.4. DISPENSA DE REJEITOS .............................................................................. 265 
8.4.1. Rejeitos líquidos ............................................................................................. 265 
8.4.2. Rejeitos sólidos ............................................................................................... 265 
8.4.3. Rejeitos gasosos .............................................................................................. 266 
8.4.4. Dispensa de efluentes em instalações nucleares e minero-industriais ............ 266 
 
8.5. CONDIÇÕES PARA UM DEPÓSITO DE REJEITOS ........................... 266 
 
8.6. REGISTROS E INVENTÁRIOS ................................................................267 
 
8.7. TRANSFERÊNCIA DE REJEITOS RADIOATIVOS DE UMA 
INSTALAÇÃO PARA OUTRA .................................................................. 267 
 
8.8. PLANO DE GERENCIAMENTO DE REJEITOS RADIOATIVOS ..... 267 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 270 
 
 
CAPÍTULO 9 
 
TRANSPORTE DE MATERIAL RADIOATIVO ................................................ 271 
 
9.1. INTRODUÇÃO ............................................................................................. 271 
 
9.2. NORMA CNEN-NE-5.01: TRANSPORTE DE MATERIAL 
RADIOATIVO .............................................................................................. 271 
 
 
9.3. ESPECIFICAÇÕES DOS MATERIAIS RADIOATIVOS PARA 
TRANSPORTE ............................................................................................. 272 
xvi 
9.3.1. Materiais radioativos em forma especial ........................................................ 273 
9.3.2. Material radioativo em outras formas ............................................................. 273 
9.3.3. Embalados para transporte de material radioativo .......................................... 273 
9.3.4. Limite da atividade para transporte de material radioativo ............................ 273 
9.3.4.1. Limite para embalados exceptivos ............................................................... 274 
9.3.4.2. Limite para embalados do Tipo A ................................................................ 274 
9.3.4.3. Limite para embalados do Tipo B ................................................................ 274 
 
9.4. PARA EMBALADOS .................................................................................. 276 
9.4.1. Embalados do Tipo A ..................................................................................... 276 
9.4.2. Embalados do Tipo B ..................................................................................... 276 
 
9.5. REQUISITOS DE CONTROLE DURANTE O TRANSPORTE ............ 277 
9.5.1. Índice de transporte ......................................................................................... 277 
9.5.2. Categorias de embalados ................................................................................ 278 
9.5.3. Rótulos, marcas e placas ................................................................................. 279 
9.5.4. Requisitos específicos para transporte terrestre .............................................. 280 
9.5.5. Documentação para transporte de material radioativo ................................... 281 
9.5.6. Emergência no transporte de material radioativo ........................................... 282 
 
9.6. RESPONSABILIDADES DURANTE O TRANSPORTE ........................ 282 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 284 
 
 
ANEXO A 
 
NORMAS DA CNEN ............................................................................................... 285 
 
A.1. GRUPO 1: INSTALAÇÕES NUCLEARES ............................................. 285 
 
A.2. GRUPO 2: CONTROLE DE MATERIAIS NUCLEARES, 
PROTEÇÃO FÍSICA E CONTRA INCÊNDIO ........................................ 286 
 
A.3. GRUPO 3: PROTEÇÃO RADIOLÓGICA .............................................. 286 
 
A.4. GRUPO 4: MATERIAIS, MINÉRIOS E MINERAIS NUCLEARES ... 287 
 
A.5. GRUPO 5: TRANSPORTE DE MATERIAIS RADIOATIVOS ............. 288 
 
A.6. GRUPO 6: INSTALAÇÕES RADIATIVAS ............................................. 288 
 
A.7. GRUPO 7: CERTIFICAÇÃO E REGISTRO DE PESSOAS .................. 288 
 
A.8. GRUPO 8: REJEITOS RADIOATIVOS ................................................... 289 
A.9. GRUPO 9: DESCOMISSIONAMENTO ................................................... 289 
 
ANEXO B 
 
RADIAÇÕES IONIZANTES E LEGISLAÇÃO PARA TRABALHADORES . 290 
xvii 
 
B.1. INTRODUÇÃO ............................................................................................. 290 
B.1.1. Aspectos históricos ......................................................................................... 290 
B.1.2. Atividades com radiações ionizantes na CLT ................................................ 291 
B.1.2.1. Normas regulamentadoras as radiações ionizantes ....................................... 292 
B.1.2.2. Aposentadoria especial para IOE na CLT .................................................... 292 
B.1.2.3. Acidente de trabalho e doença profissional na CLT .................................... 293 
B.1.3. Atividades com radiações ionizantes no Regime Jurídico Único ................... 293 
 
B.2. NORMAS E DISPOSIÇÕES PARA AS RADIAÇÕES IONIZANTES .. 294 
B.2.1. Considerações em torno da Lei 8.270 ............................................................. 294 
B.2.2. Compensações cumulativas na forma de gratificação e adicional .................. 295 
B.2.2.1. Orientação SEGEP/MPOG Nº 6 e Laudo Técnico....................................... 296 
B.2.2.1.1. Necessidade de Laudo Técnico .................................................................. 296 
 
B.3. RISCO POTENCIAL E O ADICIONAL DE IRRADIAÇÃO 
IONIZANTE ................................................................................................. 297 
B.3.1. A concepção do Decreto 877/93 ..................................................................... 297 
B.3.2. Modelos propostos .......................................................................................... 297 
B.3.2.1. Risco operacional e risco em situação de emergência ................................. 298 
 
B.4. CRITÉRIOS E DISCUSSÕES .................................................................... 299 
B.4.1. Adicional de irradiação ionizante ................................................................... 299 
B.4.1.1. Complicações administrativas para enquadramento .................................... 300 
B.4.2. Gratificação por trabalho com raios X ou substâncias radioativas ................. 301 
B.4.2.1. Gratificação para IOE ................................................................................... 301 
B.4.3. Férias específicas ............................................................................................ 302 
B.4.4. Aposentadoria especial para IOE no serviço público ..................................... 303 
B.4.4.1. Nova contagem ............................................................................................. 304 
B.4.4.2. Requerimento ............................................................................................... 304 
B.4.4.3. Acidente de trabalho no RJU........................................................................ 304 
 
B.5. CONCLUSÕES ............................................................................................. 304 
 
B.6. GLOSSÁRIO DE TERMOS BÁSICOS UTILIZADOS EM 
PROTEÇÃO RADIOLÓGICA ................................................................... 307 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 310 
 
 
ANEXO C 
 
DETERMINAÇÃO DE BLINDAGENS EM RADIOTERAPIA ......................... 312 
 
C.1. CLASSIFICAÇÃO DE ÁREAS .................................................................. 312 
 
C.2. MONITORAÇÃO DE ÁREAS ................................................................... 312 
 
C.3. CÁLCULO DE BLINDAGEM EM INSTALAÇÕES DE 
RADIOTERAPIA ......................................................................................... 313 
xviii 
C.3.1. Estabelecendo a dose para a área ocupada (dose semanal) para a área 
ocupada ...........................................................................................................314 
C.3.2. Cálculo das doses de radiação na área ocupada, sem a blindagem................. 315 
C.3.3. Atenuação do feixe de radiação pela blindagem ............................................ 316 
C.3.4. Transmissão da radiação primária .................................................................. 318 
C.3.4.1. Fator de transmissão da barreira primária .................................................... 318 
C.3.4.2. Largura da barreira primária......................................................................... 319 
C.3.5. Transmissão da radiação espalhada - Barreiras secundárias .......................... 320 
C.3.6. Transmissão da radiação pela porta da sala - labirinto ................................... 329 
C.3.6.1. Aceleradores com energia menor ou igual a 10 MeV .................................. 329 
C.3.6.2. Considerações para produção de nêutrons em aceleradores de partículas 
de alta energia ............................................................................................... 333 
C.3.6.3. Aceleradores com energia maior ou igual a 10 MeV ................................... 334 
C.3.7. Otimização das barreiras ................................................................................. 339 
 
C.4. EXERCÍCIOS ............................................................................................... 341 
 
 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................ 343 
xix 
RELAÇÃO DE FIGURAS 
 
Figura 1.1 - Representação de modelos atômicos: a) geométrica, onde os orbitais 
são trajetórias geométricas percorridas por elétrons; b) quântica, 
onde os orbitais são representados por nuvens envolvendo o núcleo, 
onde para cada posição geométrica existe uma probabilidade 
associada de encontrar o elétron ................................................................ 4 
Figura 1.2 - Energia necessária para ionização dos átomos em função de Z ................ 4 
Figura 1.3 - Ocupação dos níveis de energia de um núcleo representado por um 
poço de potencial atrativo (energia negativa). .......................................... 5 
Figura 1.4 - Energia de ligação nuclear por partícula. Os valores mais 
proeminentes correspondem aos núcleos com camadas nucleares 
completas de prótons ou de nêutrons (números mágicos). ........................ 6 
Figura 1.5 - Tabela de Nuclídeos. ................................................................................. 6 
Figura 1.6 - Representação de um segmento transversal da região da superfície 
(Z,N) de distribuição dos nuclídeos, onde no eixo vertical estão 
representados os valores da energia de ligação dos nuclídeos .................. 7 
Figura 1.7 - Segmento da Tabela de Nuclídeos mostrando isótopos, isóbaros e 
isótonos. ..................................................................................................... 8 
Figura 1.8 - Tabela Periódica dos elementos químicos. ............................................... 9 
Figura 1.9 - Diagrama de Linus Pauling para distribuição dos elétrons segundo os 
níveis de energia ...................................................................................... 12 
Figura 1.10 - Representação de uma transição eletrônica, resultando na emissão de 
um fóton de luz ou raio X característico. ................................................ 13 
Figura 1.11 - Raios X característicos originados nas transições entre níveis 
eletrônicos. .............................................................................................. 13 
Figura 1.12 - Curva representativa do decaimento de um radiosótopo em função 
do tempo e seus principais parâmetros. ................................................... 17 
Figura 1.13 - Emissão β ................................................................................................ 19 
Figura 1.14 - Espectro de distribuição em energia de um processo de emissão β. ....... 21 
Figura 1.15 - Esquema de decaimento para caminhos alternativos de decaimento β. .. 22 
Figura 1.16 - Representação do processo de captura eletrônica e da emissão de raio 
X característico. ....................................................................................... 23 
Figura 1.17 - Representação da emissão de uma partícula α por um núcleo. ............... 24 
Figura 1.18 - Espectro das radiações alfa com energias entre 5,389 MeV e 5,545 
MeV, emitidas pelo 241Am, e obtido com detector de barreira de 
superfície ................................................................................................. 25 
Figura 1.19 - Representação da emissão da radiação gama pelo núcleo. ..................... 26 
Figura 1.20 - Espectro das radiações gama do 60Co obtido com o detector de 
germânio puro. ........................................................................................ 28 
Figura 1.21 - Esquema de decaimento do radionuclídeo X, indicando os valores 
das probabilidades de emissão das radiações beta e gama. ..................... 31 
Figura 1.22 - Esquema de decaimento do 60Co. ............................................................ 32 
Figura 1.23 - Representação do processo de conversão interna ................................... 33 
Figura 1.24 - Espectro de raios X de freamento com raios X característicos para 
voltagem de pico de 60, 90 e 120 kV. ..................................................... 36 
Figura 2.1 - Concentração média dos elementos químicos componentes da crosta 
terrestre .................................................................................................... 40 
Figura 2.2 - Série radioativa do 232Th. ........................................................................ 43 
Figura 2.3 - Série radioativa parcial do 238U. .............................................................. 43 
xx 
Figura 2.4 - Exposição do homem à radiação ionizante. ............................................ 44 
Figura 2.5 - Variação da concentração do radônio e torônio com a altura em 
relação ao solo. ........................................................................................ 45 
Figura 2.6 - Variação da concentração de radônio e torônio durante o dia ................ 45 
Figura 2.7 - Variação da concentração de radônio e torônio durante o ano. .............. 46 
Figura 2.8 - Concentração de 222Rn no Rio de Janeiro, no verão de 1997. ................. 46 
Figura 2.9 - Concentração de 222Rn no Rio de Janeiro, no inverno de 1997. ............. 47 
Figura 2.10 - Esquema de uma máquina geradora de raios X. ..................................... 48 
Figura 2.11a - Esquema de um acelerador linear de elétrons. ...................................... 49 
Figura 2.11b - Acelerador de elétrons usado em terapia de câncer em hospitais. ........ 50 
Figura 2.12 - Esquema de um acelerador eletrostático do tipo Van de Graaff: (1) 
Fonte de tensão contínua; (2) Fita de isolamento; (3) Terminal de 
alta voltagem; (4) Tanque pressurizado com gás isolante; (5) Fonte 
de íons; (6) Tubo de aceleração e anéis de equalização do campo; (7) 
Feixe de íons acelerados; (8) Bomba de vácuo; (9) Magneto para 
reflexão e análise do feixe; (10) Sistema de dispersão do feixe 
conforme a energia; (11) Amplificador de sinal; (12) Pontos de 
efeito corona ............................................................................................ 51 
Figura 2.13 - Esquema de um cíclotron e equipamento instalado no Instituto de 
Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN - utilizado para a produção 
de radioisótopos. ...................................................................................... 52 
Figura 2.14 - Esquema do Grande Colisor de Hadrons (Large Hadron Collider) - 
LHC - e vista interna com um segmento do tubo de aceleração de 3m de diâmetro. Quatro grandes experimentos são realizados nos 
pontos: ALICE, ATLAS, CMS e LHCb ................................................. 53 
Figura 2.15 - Colisão dos feixes de prótons para a possível produção do Boson de 
Higgs ....................................................................................................... 54 
Figura 2.16 - Esquema de uma fonte de nêutrons de Pu-Be de um medidor de 
nível. ........................................................................................................ 54 
Figura 2.17 - Corte de um cabeçote de uma bomba de 60Co - modelo Theratron 780 
usado em radioterapia. ............................................................................. 55 
Figura 2.18 - Foto de um irradiador de 192Ir e esquema de guarda da fonte no 
irradiador e respectiva blindagem ........................................................... 56 
Figura 2.19 - Esquema de um irradiador industrial ...................................................... 57 
Figura 2.20 - 543 testes nucleares atmosféricos e 1876 testes subterrâneos 
realizados nos períodos de 1945 a 1980 e 1955 a 1998 
respectivamente, por diversos países (UNSCEAR 2000). ...................... 58 
Figura 2.21 - Concentrações de 137Cs e 90Sr na dieta alimentar dos habitantes dos 
hemisférios Norte e Sul. .......................................................................... 59 
Figura 2.22 - Dose efetiva anual per capita para os indivíduos da população 
mundial no período de 1945 a 2005. ....................................................... 59 
Figura 2.23 - Esquema de um reator de potência do tipo PWR .................................... 61 
Figura 2.24 - Reator nuclear do tipo de Angra 2. ......................................................... 61 
Figura 2.25 - Esquema do ciclo do combustível. .......................................................... 64 
Figura 2.26 - Elemento combustível ............................................................................. 67 
Figura 2.27 -Tipos de instalações radiativas no Brasil ................................................. 72 
Figura 3.1 - Modos de interação da radiação com a matéria ...................................... 78 
Figura 3.2 - Representação do efeito fotoelétrico ....................................................... 79 
Figura 3.3 - Valores de secção de choque para efeito fotoelétrico para o chumbo, 
em função da energia da radiação. .......................................................... 81 
xxi 
Figura 3.4 - Representação do efeito Compton ........................................................... 82 
Figura 3.5 - Valores de seção de choque para espalhamento Compton (e) em 
função da energia do fóton; eσa é a seção de choque de absorção e eσs 
de espalhamento da radiação no Efeito Compton. .................................. 83 
Figura 3.6 - Representação do efeito de produção de pares. ....................................... 84 
Figura 3.7 - Importância relativa dos diversos processos de interação dos fótons 
com a matéria em função da energia do fóton e do número atômico 
do material. .............................................................................................. 85 
Figura 3.8 - Probabilidade relativa de diferentes efeitos para fótons de diferentes 
energias no carbono e no chumbo. .......................................................... 85 
Figura 3.9 - Atenuação de um feixe de fótons por um material de espessura X. ........ 86 
Figura 3.10 - Contribuição relativa dos diversos efeitos produzidos pela interação 
da radiação num material para o coeficiente de atenuação linear total. .. 87 
Figura 3.11 - Representação da fissão em cadeia autossustentável induzida pela 
absorção de nêutrons, num reator nuclear. .............................................. 93 
Figura 3.12 - Variação do stopping power com a energia de partículas incidentes 
no silício e germânio. .............................................................................. 95 
Figura 3.13 - Definição do alcance Re e Rm para partículas alfa e elétrons .................. 97 
Figura 3.14 - Espalhamento de elétrons em um material. ............................................. 97 
Figura 3.15 - Alcance de elétrons monoenergéticos. .................................................... 98 
Figura 3.16 - Relação alcance x energia para elétrons absorvidos no silício e no 
germânio. ................................................................................................. 98 
Figura 3.17 - Alcance de elétrons no silício (ρ = 2,33 g.cm-3) e no iodeto de sódio 
(ρ = 3,67 g.cm-3), materiais muito usados em detectores. ....................... 99 
Figura 3.18 - Atenuação de partículas beta no alumínio, cobre e prata. ..................... 100 
Figura 3.19 - Alcance de partículas beta em vários materiais (com densidade, ρ, 
em g.cm-3): (1) Ferro = 7,8; (2) Pirex = 2,60; (3) PVC = 1,38; (4) 
Plexiglass = 1,18; (5) Ar = 0,0013. ...................................................... .101 
Figura 3.20 - Perda de energia de elétrons na matéria ................................................ 101 
Figura 3.21 - Taxa de perda de energia de partículas alfa na interação com um 
meio material. ........................................................................................ 103 
Figura 3.22 - Alcance de partículas alfa em vários materiais (com densidade, ρ, em 
g.cm-3): (1) Ar = 0,0013; (2) Tecido = 1,0; (3) Alumínio = 2,70; (4) 
Cobre = 8,96. ......................................................................................... 103 
Figura 3.23 - Processos integrados de interação. ........................................................ 106 
Figura 4.1 - Diagramas típicos de células animal e vegetal. ..................................... 108 
Figura 4.2 - Representação das fases do ciclo celular e detalhamento da fase 
Mitótica ................................................................................................. 109 
Figura 4.3 - Fases da mitose celular .......................................................................... 111 
Figura 4.4 - Modelo de extrapolação linear (curva a) para a correlação entre dose-
efeito biológico, onde não são contabilizados possíveis efeitos de 
aumento da probabilidade de ocorrência na região de doses baixas 
(curva b) ou da existência de limiares ou de fatores de redução da 
incidência dos efeitos até então desconhecidos (curva c). .................... 112 
Figura 4.5 - Transformação de células expostas à radiação do 60Co e nêutrons do 
espectro de fissão, com exposições únicas e fracionadas. ..................... 113 
Figura 4.6 - Quadro representativo dos diversos processos envolvidos na 
interação da radiação ionizante com as células do tecido humano e o 
tempo estimado para sua ocorrência. .................................................... 115 
Figura 4.7 - Alguns tipos de alterações no cromossoma que podem ser induzidos 
xxii 
por radiação ionizante. .......................................................................... 115 
Figura 4.8 - Tipos de aberrações cromossomiais que podem ser induzidos pela 
radiação ionizante. ................................................................................. 116 
Figura 4.9 - Curvas de sobrevivência para células de mamíferos. ............................ 117 
Figura 4.10 - Fases do efeito biológico produzido pela radiação ionizante. ............... 122 
Figura 4.11 - Visualização do processo de transferência de energia (dE) por uma 
partícula carregada (elétron) em função da distância percorrida (dx) 
num meio material. ................................................................................ 125 
Figura 4.12 - Formas de curvas dose-resposta, para radiações de baixo e alto LET,para indução de efeitos estocásticos. ..................................................... 127 
Figura 4.13 - Curva de resposta: probabilidade de indução de câncer versus dose 
absorvida, do tipo Linear - quadrática, p = D + D2 .......................... 128 
Figura 4.14 - Tempo de latência para aparecimento de câncer após irradiação. ........ 129 
Figura 4.15 - Relações típicas entre dose e gravidade do dano (severidade), para 
efeitos determinísticos numa população. .............................................. 130 
Figura 4.16 - Variação da incidência do câncer de pulmão em trabalhadores de 
minas de urânio, fumantes e não fumantes. .......................................... 133 
Figura 4.17 - Incorporação preferencial de radioisótopos nos tecidos e órgãos do 
corpo humano, em função do tipo de composto químico utilizado, 
para produção de imagens em gama-câmaras para diagnóstico em 
Medicina Nuclear. ................................................................................. 137 
Figura 4.18 - Frequência de cromossomos dicêntricos para células submetidas à 
radiação gama do 60Co e a nêutrons de várias energias. ....................... 138 
Figura 4.19 - Evolução média de pessoas irradiadas em relação ao tempo e em 
função da dose ....................................................................................... 141 
Figura 4.20 - Indução de câncer na tireóide na Bielorrússia devido ao acidente 
nuclear de Chernobyl, em 1986. ............................................................ 142 
Figura 4.21 - Faixas aproximadas de dose aguda letal para vários grupos 
taxonômicos (UNSCEAR, 2008). ......................................................... 143 
Figura 5.1 - Representação esquemática do procedimento de definição das 
grandezas e as relações entre elas estabelecidas no ICRP 26 e 
CNEN-NE-3.01 e ICRP 60 e Norma CNEN NN-3.01 de 2011 ............ 149 
Figura 5.2 - Valores do fator de conversão dose no ar para dose na água e no 
tecido muscular em função da energia do fóton. ................................... 157 
Figura 5.3 - Geometria de irradiação da esfera ICRU e o ponto P na esfera, no 
qual H*(d) é determinado num campo de radiação expandido e 
alinhado. ................................................................................................ 174 
Figura 5.4 - Geometria de irradiação da esfera ICRU e o ponto P na esfera, no 
qual o equivalente de dose direcional é obtido no campo de radiação 
expandido, com a direção Ω de interesse. ............................................. 175 
Figura 6.1 - Disposição dos filtros metálicos e do filme no monitor individual 
utilizado pelo IRD ................................................................................. 188 
Figura 6.2 - Emissão de luz na termoluminescência ................................................. 190 
Figura 6.3 - Esquema e fotografia de uma leitora TLD ............................................ 191 
Figura 6.4 - Regiões de operação para detectores à gás ............................................ 193 
Figura 6.5 - Esquema da câmara de ionização tipo free-air ...................................... 195 
Figura 6.6 - Caneta dosimétrica ................................................................................ 195 
Figura 6.7 - Câmara de ionização, portátil, tipo babyline, com faixa de medição 
de 0,1 mR.h-1 a 50 R.h-1 (1 μSv.h-1 a 500 mSv.h-1), para detecção de 
radiações X, gama e beta, em instalações nucleares, clínicas de 
xxiii 
medicina nuclear, radiodiagnóstico e radioterapia. ............................... 196 
Figura 6.8 - Câmara de ionização pressurizada, portátil, para medição de níveis 
baixos de radiação X e gama, provenientes da radiação de fundo, 
fugas de aparelhos usados em radiodiagnóstico e radioterapia e 
radiação espalhada ................................................................................. 196 
Figura 6.9 - (a)Vista interna da câmara de ionização Centronic IG-11, do 
LNMRI, (b) foto da câmara NPL-CRC-Capintec fabricada pela 
Southern Scientific plc, do LNMRI ...................................................... 197 
Figura 6.10 - Cãmara de extrapolação modelo PTW 23391 ....................................... 197 
Figura 6.11 - Dosímetro Farmer modelo 2570A da Nuclear Enterprise ..................... 198 
Figura 6.12 - Esquema de um detector proporcional cilíndrico. ................................. 198 
Figura 6.13 - Detector proporcional portátil para medição de contaminação 
superficial. ............................................................................................. 199 
Figura 6.14 - Detectores G-M utilizados para medição de taxa de contagem ou 
convertidos para .................................................................................... 200 
Figura 6.15 - Detector Geiger, tipo pancake, para medição de contaminação 
superficial com janela de mylar aluminizado, para radiação alfa, beta 
e gama. .................................................................................................. 200 
Figura 6.16 - Sonda G-M para detecção beta e gama, com janela metálica muito 
fina ......................................................................................................... 200 
Figura 6.17 - Estrutura de bandas de energias em um cintilador cristalino ativado ... 202 
Figura 6.18 - Elementos básicos de uma válvula fotomultiplicadora ......................... 203 
Figura 6.19 - Cintilômetro portátil Rad Eye PRD, de alta sensibilidade, utilizado 
em atividades de triagem e localização de fontes emissoras de 
radiação gama. ....................................................................................... 203 
Figura 6.20 - Espectrômetro gama, com NaI(Tl)+GM e analisador multicanal, 
portátil, que permite determinar a energia da radiação, obter o 
espectro e identificar o radionuclídeo. .................................................. 203 
Figura 6.21 - Gama-câmara de duas cabeças, com detector de NaI(Tl) planar de 
grandes dimensões, utilizado em diagnóstico com radiofármacos em 
órgãos e corpo inteiro, em medicina nuclear. ........................................ 204 
Figura 6.22 - Sondas de sulfeto de zinco para medição de contaminação superficial 
(alfa). ..................................................................................................... 205 
Figura 6.23 - Níveis de energia em uma molécula orgânica ....................................... 206 
Figura 6.24 - Processo de formação do sinal no cintilador líquido ............................ 212 
Figura 6.25 - Estimativa do número de fotoelétrons formados a partir da interação 
de um elétron de 5 keV com o cintilador líquido .................................. 212 
Figura 6.26 - Cintilador líquido .................................................................................. 214 
Figura 6.27 - Diagrama de blocos do um cintilador líquido. ...................................... 215 
Figura 6.28 - Estrutura de bandas em um material (Ei energia do intervalo). ............ 216 
Figura 6.29 - Impurezas doadoras e receptoras em uma estrutura cristalina. ............. 217 
Figura 6.30 - Detector de germânio de alta pureza, resfriado a nitrogênio líquido, 
utilizado em técnicas de espectrometria X e gama, em medições de 
laboratório. ............................................................................................ 219 
Figura 6.31 - Vista interna de um detector de barreira de superfície e espectro das 
radiações alfa emitidas pelo 241Am ....................................................... 221 
Figura 6.32 - Monitor individual com detector de diodo de silício para radiação X 
e gama, com leitura direta da dose equivalente, taxa de dose, 
equivalente de dose pessoal Hp(10), com memóriapara estocagem 
de dados, alarme sonoro e luminoso e identificação do usuário. .......... 221 
xxiv 
Figura 6.33 - Espectro das radiações de baixa energia do 241Am obtido com o 
CdTe ...................................................................................................... 222 
Figura 6.34 - Dosímetro gama de terlureto de zinco e cádmio ................................... 223 
Figura 6.35 - (a) Pulsos analógicos ou lineares, com seus parâmetros de formato e; 
(b) Pulso lógico (quadrado) de comando ou de saída, por exemplo, 
de um gate ou discriminador ................................................................. 225 
Figura 6.36 - Esquema do funcionamento da unidade de coincidência para dois 
pulsos de entrada ................................................................................... 227 
Figura 6.37 - Esquema de operação de um ADC ........................................................ 229 
Figura 6.38 - Diagrama de blocos de uma cadeia de medição utilizando o método 
de coincidência 4πβ-γ ............................................................................ 229 
Figura 6.39 - Arranjo experimental do sistema TDCR e foto do módulo MAC3 ...... 230 
Figura 6.40 - Representação da hierarquia e rastreabilidade metrológica das 
medições realizadas pelos instrumentos dos usuários até aos padrões 
internacionais para cada tipo de grandeza ............................................. 231 
Figura 7.1 - Descrição esquemática do método de análise custo-benefício para a 
otimização da proteção radiológica ....................................................... 238 
Figura 7.2 - Grandezas básicas e derivadas utilizadas para a limitação da 
exposição individual .............................................................................. 241 
Figura 7.3 - Bandas de Dose Efetiva Individual, em mSv, que podem ser 
utilizadas em situações de operação normal ou de emergência ............ 244 
Figura 7.4 - Detectores portáteis apropriados para uso em triagem de público 
quando da ocorrência de acidentes com dispersão de material 
radioativo no ambiente. Os detectores mostrados sâo: (a) 
identFINDER, (b) Electronic Personal Dosemeter, (c) Thermo 
RadEye PRD ......................................................................................... 246 
Figura 7.5 - Valores dos parâmetros “a” e “b” em função da energia da radiação 
da fórmula de Berger para o cálculo do fator de build up ..................... 255 
Figura 7.6 - Trifólio - Símbolo da radiação ionizante ............................................... 260 
Figura 9.1 - Etiquetas padronizadas para embalados. ............................................... 279 
Figura 9.2 - Placa para tanques e contêineres. A palavra RADIOATIVO pode ser 
substituída pelo número de classificação de materiais da ONU, 
conforme tabela 9.5 ............................................................................... 280 
Figura B.1 - RJU e Legislação relativa às radiações ionizantes ................................ 295 
Figura C.1. - Esquema simplificado de uma sala de tratamento de radioterapia 
com um acelerador linear de elétrons. O equipamento pode girar em 
torno do isocentro, a 1 m do alvo (linha pontilhada). A figura 
superior mostra o corte da sala passando pelo cinturão primário 
(paredes A, C e teto). Na figura inferior é possível visualizar as 
barreiras A´, B, C´, D e D´ .................................................................... 314 
 
Figura C.2 - Largura da barreira primária quando a protuberância é construída no 
lado interno da sala (a) e no lado externo da sala (b) de tratamento 
(NCRP, 2005). ....................................................................................... 320 
Figura C.3 - Esquema da sala onde está instalado o acelerador do exemplo, 
mostrando os pontos utilizados para o cálculo da espessura da 
barreira primária (cinturão). Note-se que os pontos calculados 
situam-se a 0,3 m da parede .................................................................. 321 
Figura C.4 - Distâncias utilizadas para se determinar as barreiras secundárias 
(NCRP, 2005). ....................................................................................... 323 
xxv 
Figura C.5 - Esquema da sala onde está instalado o acelerador de exemplo, 
mostrando os pontos utilizados para o cálculo das espessuras das 
barreiras secundárias. Note-se que os pontos calculados situam-se a 
0,3 m da parede ..................................................................................... 325 
Figura C.6 - Esquema do labirinto da sala onde está instalado o acelerador do 
exemplo, mostrando as áreas definidas para a determinação da dose 
equivalente na porta devida ao espalhamento do feixe primário na 
parede A ................................................................................................ 329 
Figura C.7 - Esquema do labirinto da sala onde está instalado o acelerador do 
exemplo, mostrando as áreas definidas para a determinação da dose 
equivalente na porta devida ao espalhamento único da radiação de 
fuga do cabeçote na parede A ............................................................... 331 
Figura C.8 - Esquema do labirinto da sala onde está instalado o acelerador do 
exemplo, mostrando as áreas definidas para a determinação da dose 
equivalente na porta devida ao espalhamento da radiação pelo 
paciente na parede A ............................................................................. 332 
Figura C.9 - Esquema do labirinto da sala onde está instalado o acelerador do 
exemplo, mostrando as áreas definidas para a determinação da dose 
equivalente na porta devida à radiação de fuga que atravessa a 
parede interna do labirinto ..................................................................... 333 
Figura C.10 - Esquema geral para definição dos parâmetros usados na blindagem 
da porta do labirinto (NCRP, 2005). ................................................... 335 
 
xxvi 
RELAÇÃO DE TABELAS 
 
Tabela 1.1 - Denominação, símbolo e características dos elementos de Z = 97 a 
118......................................................................................................... 10 
Tabela 1.2 - Energias e intensidades relativas dos raios X emitidos pelos 
elementos de número atômico de 20 a 109 ........................................... 14 
Tabela 1.3 - Emissores beta puros............................................................................. 23 
Tabela 1.4 - Radionuclídeos alfa emissores, com energias bem conhecidas, 
utilizados como padrões para calibração de detectores. ....................... 26 
Tabela 1.5 - Valores padrões recomendados para radiações gama de alguns 
radionuclídeos ....................................................................................... 29 
Tabela 1.6 - Características das radiações em função de sua origem ....................... 37 
Tabela 2.1 - Composição química do Homem Referência, que possui massa 
total de 70 kg e densidade de 1,025 g.cm-3 ........................................... 41 
Tabela 2.2 - Composição química de materiais tecido-equivalentes e do 
músculo utilizada em proteção radiológica, para cálculos por 
simulação, utilizando Métodos de Monte Carlo, e para teste de 
equipamentos de medição. .................................................................... 42 
Tabela 2.3 - Reatores nucleares de potência no Mundo............................................ 62 
Tabela 2.4 - Irradiadores industriais de grande porte em operação, em 2013, 
para esterilização de materiais com radiação gama do 60Co ................. 74 
Tabela 2.5 - Aceleradores de elétrons em operação no Brasil, em 2013 .................. 75 
Tabela 3.1 - Denominaçãodos nêutrons de acordo com sua energia ....................... 91 
Tabela 3.2 - Componentes da energia liberada na fissão dos núcleos 233U, 235U e 
239Pu ...................................................................................................... 94 
Tabela 3.3 - Valores de (Z/A)ef de alguns materiais utilizados em dosimetria das 
radiações ............................................................................................. 102 
Tabela 3.4 - Exemplo de interação das radiações ionizantes com o ar e tecido 
humano ................................................................................................ 104 
Tabela 4.1 - Duração estimada das fases de um tipo de célula ............................... 110 
Tabela 4.2 - Riscos de danos à saúde ...................................................................... 118 
Tabela 4.3 - Detectabilidade epidemiológica de efeitos biológicos ........................ 119 
Tabela 4.4 - Valores médios do LET e RBE para a água (ICRP-ICRU, 1963). ..... 123 
Tabela 4.5 - Limiares de dose para efeitos determinísticos nas gônadas, 
cristalino e medula óssea .................................................................... 131 
Tabela 4.6 - Evolução das características do feto em função do tempo ................. 134 
Tabela 4.7 - Valores das probabilidades de indução de efeitos biológicos 
induzidos por radiações de baixo LET no feto ................................... 135 
Tabela 4.8 - Risco de efeitos biológicos pré-natais, deletérios à saúde humana, 
induzidos pela radiação ionizante ....................................................... 135 
Tabela 4.9 - Limiares estimados de doses absorvidas agudas gama para 1% de 
morbidez e mortalidade, após exposição de corpo inteiro de uma 
pessoa (ICRP 103, 2007). ................................................................... 139 
Tabela 4.10 - Síndrome de irradiação aguda ............................................................. 140 
Tabela 4.11 - Sintomas de doença resultantes da exposição aguda à radiação 
ionizante, em função do tempo. .......................................................... 140 
Tabela 4.12 - Sintomas e sinais no estágio prodrômico e síndrome de irradiação 
aguda em ordem aproximada de crescente gravidade ......................... 141 
Tabela 4.13 - Pessoas com síndrome de irradiação aguda irradiadas durante o 
acidente nuclear de Chernobyl ............................................................ 142 
xxvii 
Tabela 5.1 - Valor de Q em função do poder de freamento de colisão (L∞) .......... 152 
Tabela 5.2 - Valores de Q(L) em função do LET, na água ..................................... 152 
Tabela 5.3 - Valores do fator de qualidade efetivo (Effective quality fator) - Q - 
para os diversos tipos de radiação - ICRP 26 (1977), CNEN-NE-
3.01 (1988). ......................................................................................... 152 
Tabela 5.4 - Valores do fator de peso, wT, para tecido ou órgão definido na 
ICRP 26 e ICRP 60 ............................................................................. 153 
Tabela 5.5 - Valores de Γ para alguns radionuclídeos emissores gama em 
(R.m2)/(h.Ci) ....................................................................................... 158 
Tabela 5.6 - Valores da constante de taxa de exposição, Γ, e do fator de 
conversão f de dose absorvida no ar para dose absorvida no tecido ... 159 
Tabela 5.7 - Valores do fator de conversão para a obtenção da dose efetiva (em 
mSv) devida à exposição a uma fonte puntiforme (atividade em 
kBq) para um tempo t (em h). ............................................................. 165 
Tabela 5.8 - Fator de conversão da atividade por unidade de área para dose 
efetiva E, em função do período de permanência no solo 
contaminado ........................................................................................ 166 
Tabela 5.9 - Fator de conversão de atividade por unidade de área (concentração) 
para dose absorvida na pele de radionuclídeo emissor beta ............... 168 
Tabela 5.10 - Coeficientes de dose efetiva comprometida e(g) por unidade de 
incorporação ........................................................................................ 171 
Tabela 5.11 - Uso das grandezas de acordo com o tipo de radiação monitorada ..... 176 
Tabela 5.12 - Profundidade de determinação de dose efetiva em alguns tecidos. .... 176 
Tabela 5.13 - Valores do fator de peso da radiação wR ............................................ 177 
Tabela 5.14 - Coeficiente de probabilidade de mortalidade numa população de 
todas as idades por câncer após exposição a baixas doses. ................. 178 
Tabela 5.15 - Estimativas das probabilidades de efeitos biológicos induzidos 
pelas radiações ionizantes ................................................................... 179 
Tabela 5.16 - Probabilidade de incidência e mortalidade de câncer de pele 
induzido por radiação ionizante .......................................................... 179 
Tabela 6.1 - Energia média para formação de pares de íons em alguns gases ........ 191 
Tabela 6.2 - Soluções cintiladoras comerciais típicas. ............................................ 208 
Tabela 6.3 - Fases do processo quantitativo de detecção com cintilação líquida. .. 211 
Tabela 6.4 - Componentes da expressão que calcula a amplitude do pulso de 
tensão produzido em sistema de detecção com cintilação líquida. ..... 212 
Tabela 7.1 - Limites primários anuais de dose efetiva - CNEN-NN-3.01 (2011) 
e BSS 115. ........................................................................................... 239 
Tabela 7.2 - Coeficientes de probabilidade de detrimento fatal e fatores de peso 
para vários tecidos............................................................................... 240 
Tabela 7.3 - Níveis de registro e de investigação para monitoração individual, 
de indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE), estabelecidos pela 
Posição Regulatória 3.01/004:2011 da CNEN.................................... 242 
Tabela 7.4 - Comprimento de relaxação aproximado de alguns materiais, para 
nêutrons rápidos .................................................................................. 248 
Tabela 7.5 - Camadas semi-redutoras (HVL) e deci-redutoras (TVL). .................. 250 
Tabela 7.6 - Valores da camada semi-redutora (HVL) de vários materiais, para 
vários radionuclídeos emissores de radiação gama, numa condição 
de boa geometria, onde a contribuição da radiação secundária de 
espalhamento não é importante. Ref. IAEA - TECDOC - 1162, 
Vienna (2000). .................................................................................... 251 
xxviii 
Tabela 9.1 - Valores básicos de limites de concentração e atividade, para alguns 
radionuclídeos, em embalados Tipo A................................................ 275 
Tabela 9.2 - Limites de atividade para embalados exceptivos ................................ 276 
Tabela 9.3 - Fatores de multiplicação do IT para embalados de grandes 
dimensões ............................................................................................ 278 
Tabela 9.4 - Categoria de embalados ...................................................................... 279 
Tabela 9.5 - Resumo da classificação da ONU para nomes apropriados ao 
transporte de materiais radioativos e respectiva numeração ............... 281 
Tabela B.1 - Definição de adicional de irradiação ionizante constante do Decreto 
877/93 ................................................................................................. 305 
Tabela C.1 - Valores típicos para o fator de uso ...................................................... 317 
Tabela C.2 - Valores sugeridos para ofator de ocupação (NCRP, 2005). .............. 317 
Tabela C.3 - Propriedades de materiais usados em blindagem (Profio, 1979). ....... 319 
Tabela C.4 - Camadas deci-redutoras para concreto, aço e chumbo com as 
densidades médias dadas na Tabela C.3 (NCRP, 2005). .................... 319 
Tabela C.5 - Fator de espalhamento (a) a 1 m de um fantoma com dimensões 
humanas, distância alvo-superfície de 1 m e tamanho de campo de 
400 cm2 (McGinley, 2002; Taylor et al., 1999). ................................. 324 
Tabela C.6 - Camada deci-redutora em concreto para radiação espalhada pelo 
paciente em vários ângulos (NCRP, 2005). ........................................ 325 
Tabela C.7 - Valores sugeridos para camada deci-redutora em concreto para 
radiação de fuga (NCRP, 2005). ......................................................... 326 
Tabela C.8 - Valores sugeridos para o coeficiente de reflexão na parede A 
(Figura C.6) para concreto (NCRP, 2005) Incidência a 0º e 45º para 
fótons de bremsstrahlung e monoenergéticos. Cada valor 
apresentado abaixo deve ser multiplicado por 10-3 ............................. 330 
 
1 
 
CAPÍTULO 1 
 
 
RADIAÇÕES 
 
 
1.1. COMPOSIÇÃO DA MATÉRIA E TEORIA ATÔMICA 
 
1.1.1. Visão macroscópica da matéria 
 
A observação simples da matéria que compõe todos os objetos, seres vivos e a 
própria Terra mostra, entre outras coisas, uma diferenciação na constituição, na cor, no 
grau de dureza, na transparência ou opacidade, na elasticidade e na estabilidade, ou não, 
das suas características no tempo. Uma inspeção mais aguda permite identificar a mesma 
natureza química, em objetos com características físicas muito diferentes, como por 
exemplo, o grafite, o diamante sintético, o diamante natural e o carbono em pó. 
A busca da identificação e da caracterização dos elementos básicos que permitem 
compor tais objetos invoca a necessidade de unificação dos conceitos e a crença na 
simplicidade da Natureza. 
 
1.1.2. Substâncias simples e compostas 
 
O simples fato de uma peça de ferro exposta à umidade se enferrujar 
gradativamente com o tempo mostra o surgimento de outra substância, a ferrugem, em 
cuja composição deve constar o ferro e algo proveniente do ar ou da água. Isto implica 
que uma substância considerada simples, pode compor outras substâncias ao combinar-
se com outra substância. 
 
1.1.3. Fases e estados da substância 
 
Uma substância como a água pode se apresentar sob a forma de líquido, de gelo 
ou de vapor, conforme sua temperatura. Da mesma maneira, muitas outras substâncias. 
Outra característica notável das substâncias é o estado de organização em que se 
apresenta, ora de forma caótica, amorfa, ora sob a forma de cristais regulares. 
 
1.1.4. Visão microscópica da matéria 
 
Analisando um material com o microscópico percebe-se que tanto as substâncias 
simples como as consideradas compostas apresentam a mesma imagem, para as variadas 
e possíveis ampliações. Mesmo utilizando um microscópio poderoso, como o 
microscópio eletrônico, o cenário pouco se modifica e só indica o modo de organização 
do material. 
Isto sugere que os elementos básicos continuam invisíveis ao microscópio óptico 
e até ao eletrônico e que, para identificá-los, é preciso utilizar modelos e procedimentos 
hipotéticos de trabalho. Por exemplo, pode-se supor que, ao cortar um pedaço de ferro 
em fragmentos gradativamente menores, deve-se chegar a uma fração que, se cortada, 
deixará de ser ferro. Esta fração final foi denominada, pelos gregos, de átomo. 
 
2 
 
1.1.5. A aceitação do átomo 
 
A necessidade de se invocar a hipótese da estrutura corpuscular da matéria, 
somente ocorreu no final do século XVIII, quando da descoberta das leis químicas das 
proporções definidas por Proust (1754-1826) e das proporções múltiplas por Dalton 
(1766-1844). Essas leis conduziram, de forma natural, à consideração de que quando 
substâncias elementares se combinam, o fazem como entidades discretas ou átomos. 
 
1.1.6. Lei das proporções definidas 
 
Um determinado composto químico é sempre formado pelos mesmos elementos 
químicos combinados sempre na mesma proporção em massa, independentemente de sua 
procedência ou método de preparação. Exemplo: 10 g de H + 80 g de O formam 90 g de 
H2O, na proporção 1:8. 
 
1.1.7. Lei das proporções múltiplas 
 
As massas de um elemento químico que se combinam com uma massa fixa de um 
segundo elemento, para formar compostos diferentes, estão entre si numa proporção de 
números inteiros, em geral pequenos. Exemplo: 
 
71 g de Cl2 + 16 g de O2 = 87 g Cl2O 
71 g de Cl2 + 48 g de O2 = 119 g Cl2O3 
 
 
1.2. ESTRUTURA DA MATÉRIA 
 
1.2.1. Composição da matéria 
 
Todos os materiais existentes no universo são constituídos de átomos ou de suas 
combinações. As substâncias simples são constituídas de átomos e, as combinações 
destes, formam as moléculas das substâncias compostas. A maneira como os átomos se 
combinam depende da sua natureza e das propriedades que as suas estruturas propiciam. 
 
1.2.2. Estrutura do átomo 
 
O conceito inicial de átomo indivisível sofreu modificações profundas com as 
experiências realizadas por Ernest Rutherford (1871-1937) e seus colaboradores. O 
modelo utilizado para representar o átomo, passou a ser concebido como tendo um núcleo 
pesado, com carga elétrica positiva, e vários elétrons, com carga elétrica negativa, cujo 
número varia com a natureza do elemento químico. O raio de um átomo é da ordem de 
10-7 cm e suas propriedades químicas são definidas pelos elétrons das camadas mais 
externas. 
 
1.2.3. Raio atômico 
 
Teoricamente, é a distância do centro do núcleo atômico até o último orbital 
ocupado por elétrons. Na prática, ele é determinado como sendo o valor médio da 
distância entre núcleos de dois átomos vizinhos ligados e no estado sólido. 
3 
 
O valor do raio depende da força de atração entre o núcleo e os elétrons e é 
expresso em angstron (1 A = 10
-8 cm) ou em picômetro (1 pm=10-12m). Assim, 
aumentando-se Z, o raio diminui; aumentando-se o número de camadas eletrônicas, o raio 
aumenta. Para átomos com a última camada de elétrons completa, o raio tende a ser menor 
devido à alta energia de ligação das partículas. Assim, os raios do 40Ca, 222Rn e 207Pb 
medem 2,23, 1,34 e 1,81 A , respectivamente, enquanto que o raio do 
39K vale 2,77 A e o 
raio do 127I, 1,32 A . 
 
1.2.4. Raio iônico 
 
O acréscimo ou o desfalque de elétrons num átomo modifica o raio do sistema 
restante, que é o íon. O íon positivo, denominado de cátion, possui elétrons a menos. O 
íon negativo, o ânion, tem excesso de elétrons. O desfalque de elétrons faz com que a 
carga nuclear atue mais intensamente sobre os elétrons restantes, reduzindo o raio. Este é 
o caso do 127I, cujo raio vale 1,32 A e raio iônico vale 0,50 A . O efeito do emparelhamento 
de elétrons é significativo, como se pode perceber com o 40Ca cujo raio vale 2,23 e o raio 
iônico de Ca2+ = 0,99 A . 
O excesso de elétrons aumenta o raio, devido a atenuação da força de atração pelo 
núcleo e pelo aumento da repulsão entre os elétrons. A deficiência de elétrons diminui o 
raio conforme pode ser observado, comparando-se os raios dos cátions com carga (+1), 
(+2) e (+3). Por exemplo, Ag+ com 1,26 e Ag2+ com 0,89 A , Bi
3+ com 0,96 e Bi5+ com 
0,74 A . 
 
1.2.5. Estrutura eletrônica 
 
Os elétrons se distribuem em camadas ou orbitais, de tal modo que dois elétrons 
não ocupem o “mesmo lugar” ao mesmo tempo. Somente dois elétrons podem ocupar a 
mesma região no espaço, mas eles devem ter características magnéticas (spin) diferentes. 
Esta restrição é denominada dePrincípio de exclusão de Pauli. Quanto mais elétrons 
possuir o elemento químico, mais camadas ele deve ter ou mais complexa será a maneira 
como eles se acomodarão. 
Cada orbital pode ser representado por um elétron se movendo segundo uma 
trajetória circular (ou elíptica) ou por uma nuvem envolvendo o núcleo e distribuída em 
torno de um raio médio, conforme é ilustrado na Figura 1.1. O orbital é um conceito 
proveniente da teoria quântica do átomo e é definido como uma região do espaço em 
torno do núcleo onde os elétrons têm grande probabilidade de estar localizados. Cada 
camada comporta um número definido de elétrons. Quando preenchida, denomina-se 
camada fechada. O número de elétrons destas camadas é denominado de número mágico 
e, quando excedido, os novos elétrons devem ocupar novos orbitais, senão haverá 
repetição dos números quânticos que caracterizam cada elétron (ver 1.2.13). Os números 
mágicos são: 2, 8, 18, 32, 32, 18 até 8. 
 
4 
 
Elétrons
Núcleo
 
 
Figura 1.1 - Representação de modelos atômicos: a) geométrica, onde os 
orbitais são trajetórias geométricas percorridas por elétrons; b) quântica, 
onde os orbitais são representados por nuvens envolvendo o núcleo, onde 
para cada posição geométrica existe uma probabilidade associada de 
encontrar o elétron. 
 
 
1.2.6. Energia de ligação eletrônica 
 
Cada elétron está vinculado ao átomo pela atração entre a sua carga negativa e 
a carga positiva do núcleo e pelo acoplamento atrativo do seu momento magnético (spin) 
com elétrons da mesma camada. A força atrativa sofre uma pequena atenuação devido à 
repulsão elétrica dos demais elétrons. A energia consumida neste acoplamento se 
denomina energia de ligação. Para elementos de número atômico elevado, a energia de 
ligação dos elétrons próximos ao núcleo é bastante grande, atingindo a faixa de 100 keV 
(ver Tabela 1.2), enquanto que a dos elétrons mais externos é da ordem de alguns eV. Os 
elétrons pertencentes às camadas fechadas possuem energia de ligação com valores bem 
mais elevados do que os das camadas incompletas e, portanto, são os mais estáveis. 
A Figura 1.2 mostra a variação da energia de ligação dos elétrons da última 
camada, ou energia potencial de ionização, com o número atômico Z do elemento 
químico. Quanto maior o raio atômico, mais distante os elétrons estarão do núcleo e, 
portanto, mais fraca será a atração sobre eles. Assim, quanto maior o raio atômico, menor 
o potencial de ionização. Os valores máximos correspondem a de elementos com a última 
camada eletrônica completa. 
 
 
Figura 1.2 - Energia necessária para ionização dos átomos em função de Z. 
 
5 
 
1.2.7. Estrutura nuclear 
 
O núcleo atômico é constituído de A nucleons, sendo N nêutrons e Z prótons. Os 
prótons são carregados positivamente e determinam o número de elétrons do átomo, uma 
vez que este é eletricamente neutro. Os nêutrons possuem praticamente a mesma massa 
que os prótons, mas não têm carga elétrica. Prótons e nêutrons são chamados 
indistintamente de nucleons. O número de nucleons A = N + Z é denominado de número 
de massa e Z de número atômico. 
Os nucleons se movem com uma velocidade média da ordem de 30.000 km.s-1, 
num volume obtido por 4/3.π.R3, onde R = r0A1/3 (10-13 cm) é o raio nuclear, com r0 = 
1,15. A densidade nuclear tem um valor em torno de ρ = 1015 g.cm-3, com uma densidade 
de ocupação de 1,6.1038 nucleons.cm-3. 
 
1.2.8. Notação química 
 
A notação utilizada para identificação de um elemento químico é do tipo 
XAZ
onde 
A é o número de massa e Z o número atômico ou número de prótons. O número de 
nêutrons é obtido de N = A - Z. Exemplos: 
He42
, 
Pu23994
e 
U23592
. 
 
1.2.9. Organização nuclear 
 
Os prótons e nêutrons se organizam em orbitais, em níveis de energia, sob a ação 
do campo de forças intensas e de curto alcance. Não existe correlação entre orbitais e 
trajetórias geométricas, mas entre orbitais e energias das partículas. A base da 
organização dos nucleons no espaço nuclear é o Princípio de Exclusão de Pauli. Estas 
forças são denominadas de forças nucleares, ou interação forte, e a energia de ligação da 
última partícula dentro do "poço de potencial" caracteriza a energia de ligação do 
núcleo. O valor médio da energia de ligação dos núcleos é cerca de 7,5 MeV, muito maior 
que a energia de ligação dos elétrons. Esses conceitos podem ser representados pelas 
Figuras 1.3 e 1.4. 
 
 
Figura 1.3 - Ocupação dos níveis de energia de um núcleo representado por 
um poço de potencial atrativo (energia negativa). 
6 
 
 
 
Figura 1.4 - Energia de ligação nuclear por partícula. Os valores mais 
proeminentes correspondem aos núcleos com camadas nucleares completas 
de prótons ou de nêutrons (números mágicos). 
 
1.2.10. Tabela de nuclídeos 
 
Registrando num gráfico todos os elementos químicos conhecidos, estáveis e 
instáveis, tendo como eixo das ordenadas o número atômico Z e o das abscissas o número 
de nêutrons N, obtém-se a denominada Tabela de Nuclídeos. Nesta tabela, observa-se 
que, para os elementos de número de massa pequeno, o número de prótons é igual ou 
próximo do número de nêutrons. À medida que o número de massa A vai aumentando, o 
número de nêutrons aumenta relativamente, chegando a um excesso de quase 40% no 
final da tabela. Esta tabela está representada na Figura 1.5. 
 
 
 
Figura 1.5 - Tabela de Nuclídeos. 
 
7 
 
Seccionando-se perpendicularmente a região onde se distribuem os nuclídeos na 
superfície (Z,N) da Figura 1.5, tem-se uma situação mostrada na Figura 1.6. Ou seja, a 
superfície (N,Z) não é plana, mas apresenta um formato de um vale, onde se distribuem 
nuclídeos nas encostas da esquerda e da direita, e no fundo se situam os nuclídeos 
pertencentes à linha de estabilidade beta. 
Pela Figura 1.6, percebe-se que os nuclídeos da encosta da esquerda decaem para 
a linha de estabilidade, reduzindo o número de prótons por meio de decaimento β+ e, os 
da encosta da direita por decaimento β-, para reduzir o excesso de nêutrons. 
 
 
 
Figura 1.6 - Representação de um segmento transversal da região da 
superfície (Z,N) de distribuição dos nuclídeos, onde no eixo vertical estão 
representados os valores da energia de ligação dos nuclídeos. 
 
Na Figura 1.7 é apresentado um segmento da Tabela de Nuclídeos. Nela aparecem 
outros parâmetros nucleares, tais como, a meia-vida do nuclídeo, os tipos de radiações 
emitidas, a energia das radiações mais intensas, a abundância percentual de cada isótopo, 
e a secção de choque de reação nuclear. 
 
1.2.11. Isótopos, isóbaros e isótonos 
 
Observando o segmento da Tabela de Nuclídeos na Fig. 1.7 percebe-se que vários 
elementos simples, ou seja, quimicamente puros, não são nuclearmente puros. 
Apresentam diferentes massas atômicas. São os denominados isótopos. São nuclídeos 
com o mesmo número de prótons Z, mas diferentes números de nêutrons. Por exemplo, 
do boro quimicamente puro, 80% é constituído de 
B115
e 20% de 
B105
. Alguns nuclídeos 
possuem muitos isótopos estáveis, como o estanho com 8. Além dos nuclídeos estáveis, 
existem os instáveis, que são radioativos, denominados de radioisótopos ou 
radionuclídeos. 
Os nuclídeos de elementos diferentes, mas que possuem a mesma massa atômica 
são denominados de isóbaros. É o caso do 34Cl, 34S, 34P e 34Si. 
Os nuclídeos que possuem o mesmo número de nêutrons são denominados de 
isótonos, como por exemplo, 33Cl, 32S, 31P, 30Si, com N=16. 
 
N

+
 +



+

+

-
-
-
Linha de estabilidade beta
Núcleos
estáveis
( -
) E
N
ER
G
IA
 D
E 
LI
GA
Ç
Ã
O
 
XA
Z N
Y
20
A
Z-1

+
-
X
Z
A
Y
A
Z+1 N-1
Z
8 
 
 
 
Figura 1.7 - Segmento da Tabela de Nuclídeos mostrando isótopos, isóbaros 
e isótonos. 
 
1.2.12. Tabela Periódica 
 
Na história da ciência, várias propostas para classificar os elementos químicos 
conhecidos surgiram, em geral, acreditando haver semelhanças de comportamento nas 
reações químicas. A classificação mais completa e criativa foi estabelecida por Dmitri 
Mendeleiev, em 1869, ao mostrar que os elementos apresentavam uma periodicidade nas 
propriedades químicas, de acordo com o número de elétrons da última camada, 
coadjuvada, em alguns casos, com os da penúltima camada. Foi denominada, então, de 
Tabela Periódica dos elementos químicos. 
Nela, os elementos químicos foram dispostos em 18 colunas e 9 linhas, em ordem 
crescente de seus números atômicos, e contém 7 períodos: 
 
O 1o possui somente 2 elementos, o H (Z=1) e He (Z=2), com elétrons na camada 1s. 
O 2º possui 8 elementos, vai de Li (Z=3) até Ne (Z=10), com elétrons em 2s e 2p. 
O 3º possui 8 elementos, vai do Na (Z=11) até Ar (Z=18), com elétrons em 3s e 3p. 
O 4º com 18 elementos, vai do K (Z=19) até o Kr (Z=36), com elétrons 4s, 3d e 4p. 
O 5º com 18 elementos, vai do Rb (Z=37) até o Xe (Z=54), com elétrons 5s, 4d e 5p. 
O 6º com 32 elementos, vai do Cs (Z=55) até o Rn (Z=86), com os últimos subníveis 
6s, 4f, 5d e 6p preenchidos. 
O 7º com 17 elementos, os actinídeos, vai do Fr (Z=87) até o Lr (Z=103), com os 
últimos subníveis 7s, 5f e 6d preenchidos. 
 
Os elementos dispostos na mesma coluna têm propriedades químicas similares e 
constituem as famílias ou grupos. Por exemplo, He, Ne, Ar, Kr, Xe e Rn constituem o 
grupo dos gases nobres; Li, Na, K, Rb, Cs e Fr, os metais alcalinos; F, Cl, Br, I e At, os 
halogênios; Be, Mg, Ca, Sr, Ba e Ra os metais alcalinos-terrosos. Na Figura 1.8 é 
apresentada a Tabela Periódica dos elementos químicos. 
9 
 
Atualmente existem mais 8 elementos com Z = 113 até 118, com símbolos ainda 
não definidos pela União Internacional de Química Pura e Aplicada (IUPAC), mas que 
em algumas tabelas são designados por: Uut, Fl, Uup, Lv, Uus e Uuo. Estes elementos 
são metais sintéticos obtidos por reações nucleares com íons pesados, são radioativos e 
os seus últimos elétrons preenchem os subníveis 5f, 6d e 7s. Além destes, existem mais 
12 elementos pesados com Z = 104 até Z = 118, todos radioativos, cujas propriedades 
químicas e físicas ainda não estão bem definidas. 
Na Tabela 1.1 são apresentados os nomes, os métodos de obtenção e algumas das 
características dos elementos Z = 97 a 115, todos radioativos. 
 
 
 
Figura 1.8 - Tabela Periódica dos elementos químicos. 
 
10 
 
Tabela 1.1 - Denominação, símbolo e características dos elementos de Z 
= 97 a 118. (ver: IUPAC 2010, Pure Appl.Chem. v.83, pp.359-396,2011). 
http://www.chem.qmvl.ac.uk/iupac/ 
 
Elemento Simbolo 
Número 
Atômico 
Massa 
Atômica 
Método de 
Obtenção 
Configuração 
Eletrônica 
Berkélio Bk 97 247,0703 246Cm(α,pn) [Rn] 5f9 7s2 
Califórnio Cf 98 251,0796 245Cm (,n) [Rn] 5f10 7s2 
Eisteinio Es 99 252,083 249Cf(d,3n) [Rn] 5f11 7s2 
Férmio Fm 100 257,0951 240Pu(12C,4n) [Rn] 5f12 7s2 
Mendelévio Md 101 258,0984 241Am(12C,5n) [Rn] 5f13 7s2 
Nobélio No 102 259,1011 244Cm (12C,4n) [Rn] 5f14 7s2 
Laurêncio Lr 103 262,1098 205Tl(50Ti,2n) [Rn] 5f14 6d1 7s2 
Rutherfórdio Rf 104 261,1089 242Pu(22Ne,4n) [Rn] 5f14 6d2 7s2 
Dúbnio Db 105 262,1144 249Cf (15N,4n) [Rn] 5f14 6d3 7s2 
Seaborgio Sg 106 263,1186 248Cf(22Ne,4n) [Rn] 5f14 6d4 7s2 
Bóhrio Ns 107 262,1231 209Pb (54Cr,n) [Rn] 5f14 6d5 7s2 
Hássio Hs 108 265,1305 208Pb(58Fe,n) [Rn] 5f14 6d6 7s2 
Meitnério Mt 109 266,1378 209Bi(58Fe,n) [Rn] 5f14 6d7 7s2 
Darmstadio Ds 110 281,162 208Pb(269Ds,n) [Rn] 5f14 6d9 7s2 
Roentgenio Rg 111 280,1645 209Bi(64Ni,n) [Rn] 5f14 6d10 7s2 
Copernicio Cn 112 285,174 208Pb(70Zn,n) [Rn] 5f14 6d10 7s2 
Ununtrio Unt 113 283,176 
 284,178 
 [Rn] 5f14 6d10 7s2 7p1 
Ununquadrio Unq 114 288,186 
 289,187 
244Pu(48Ca,3n) [Rn] 5f14 6d10 7s2 7p2 
Ununpentio 
 
Livermorio 
Ununseptio 
Ununoctio 
Unp 
 
Lv 
Uus 
Uuo 
115 
 
116 
117 
118 
 287,191 
 288,192 
 (293) 
 (294) 
 (294) 
 
 [Rn] 5f14 6d10 7s2 7p3 
 
1.2.13. Preenchimentos das camadas eletrônicas 
 
Para distribuir os elétrons nos níveis e subníveis de energia, é preciso adotar o 
Diagrama criado por Linus Pauling, obedecer ao Princípio de Exclusão de Pauli e a 
Regra de Hund. 
O diagrama provém da teoria quântica da matéria, na qual, a energia não se 
apresenta de modo contínuo, mas em pacotes discretos, em quanta. Esta teoria foi 
necessária para explicar, dentre outros fenômenos, os orbitais estacionários dos elétrons 
e nucleons atômicos e as transições com emissão de radiações com energia definida. 
Nesta visão do átomo, os elétrons se distribuem ao redor do núcleo, em regiões 
privilegiadas, denominadas camadas, sendo que em cada camada só podem habitar 
orbitais bem definidos pelos denominados números quânticos. Assim, cada elétron 
possui um conjunto de números que o identificam. 
 
Número Quântico Principal n 
 
O número quântico principal n, representa o nível principal de energia que, para 
os elétrons, corresponderia a “distância” deles em relação ao núcleo. Isto porque a 
intensidade da força de atração entre as cargas positiva (Ze) do núcleo e negativa (e) do 
11 
 
elétron, varia com o inverso do quadrado da distância (d) entre elas. Como esta força deve 
ser equilibrada pela força centrífuga do elétron com determinada velocidade, a distância 
(d) fixa o valor de sua energia cinética, no estado estacionário. Os valores de n são: 1, 2, 
3, 4, 5, 6 e 7, e correspondem aos denominados níveis energéticos K, L, M, N, O, P e Q. 
 
Número Quântico Orbital l 
 
O número quântico orbital ou secundário l, equivale aos orbitais dos subníveis 
energéticos e descreve a forma dos orbitais. Para cada valor de n, l varia de 0 até n–1. 
Por exemplo: 
 
n = 1 l = 0 
n = 2 l = 0 e 1 
n = 3 l = 0, 1 e 2 
 
Existe uma nomenclatura para estes subníveis: 
l = 0 subnível s 
l = 1 subnível p 
l = 2 subnível d 
l = 3 subnível f 
 
Como para os diversos valores de n, pode haver valores de l iguais, a notação 
utilizada para diferenciá-los é a seguinte: para n =1, 1s; n =2, 2s e 2p; n = 3, 3s, 3p, 3d. 
 
Número Quântico Magnético m 
 
O número quântico magnético m, indica o número de orbitais dos subníveis e a 
orientação em relação a uma direção estabelecida no espaço. Ele varia, em número 
inteiro, de (-l) até (+l), incluindo l=0. Isto significa que, para um valor do momento 
angular orbital l, existem (2l+1) orientações, ou “meridianos” possíveis de serem 
ocupados por elétrons. Por exemplo, para l=2, existem -2, -1, 0, 1 e 2. 
 
Spin 
 
O quarto número quântico é denominado de spin. Corresponde, na visão 
geométrica clássica, ao sentido de rotação do elétron em torno de seu próprio eixo. 
Constitui um momento magnético intrínseco do elétron. Pode assumir somente dois 
valores: + ½ e - ½, correspondentes às orientações “para cima” e “para baixo”, 
respectivamente. 
Resumindo todos estes conceitos, vê-se que n, l, e m têm variações com valores 
expressos por números inteiros, indicando que a energia dos elétrons se diferencia em 
valores inteiros, em quanta. 
Na Figura 1.9 é apresentado o diagrama de Linus Pauling, onde em cada célula 
podem ser alocados 2 elétrons, um com spin para cima e outro para baixo. O valor da 
energia de cada nível ou subnível é negativo, para representaruma energia de campo 
atrativo. Assim, quanto mais negativo, mais próximo do núcleo estará o elétron, e maior 
será sua energia de ligação. 
 
 
12 
 
 
 
Figura 1.9 - Diagrama de Linus Pauling para distribuição dos elétrons 
segundo os níveis de energia. 
 
1.2.14. Regra de Hund 
 
Se dois orbitais de mesma energia estão disponíveis, o elétron ocupará, de 
preferência, o orbital vazio, ao invés de ocupar um orbital onde já existe um elétron. 
 
 
1.3. TRANSIÇÕES 
 
1.3.1. Estados excitados 
 
Quando o átomo se encontra em equilíbrio, os seus elétrons e seus nucleons se 
encontram em orbitais estacionários. Se partículas ou ondas eletromagnéticas forem 
lançadas contra ele, sob certas condições físicas, elas poderão colidir com alguns de seus 
elétrons ou com o seu núcleo. Devido à disposição geométrica, ao número, à carga e ao 
movimento, a probabilidade de colisão com os elétrons é muitas vezes superior à 
probabilidade de colisão com o núcleo. No choque, a radiação transfere parcial ou 
totalmente a sua energia que, se for superior à energia de ligação, provocará uma 
ionização ou uma reação nuclear, no átomo ou no núcleo, respectivamente. Quando a 
energia absorvida for inferior à energia de ligação, ocorrerá um deslocamento da 
partícula alvo, para estados disponíveis nas estruturas eletrônica ou nuclear, gerando os 
denominados estados excitados eletrônicos ou nucleares. 
 
1.3.2. Transição eletrônica 
 
É possível classificar as transições eletrônicas em dois tipos. O primeiro tipo 
envolve as transições de baixa energia (luz) que ocorrem entre os níveis ou subníveis de 
energia próximos do contínuo. O segundo, envolvendo os níveis ou subníveis mais 
internos, originando os raios X característicos, de alta energia, conforme são ilustrados 
nas Figuras 1.10 e 1.11. Na Tabela 1.2 são dadas as energias e as intensidades relativas 
dos raios X característicos emitidos pelos elementos de número atômico de 20 a 109. 
13 
 
 
 
 
Figura 1.10 - Representação de uma transição eletrônica, resultando na 
emissão de um fóton de luz ou raio X característico. 
 
 
 
Figura 1.11 - Raios X característicos originados nas transições entre níveis 
e subníveis eletrônicos. 
 
1.3.3. Transição nuclear 
 
Quando nucleons são deslocados para estados disponíveis, formando os estados 
excitados, no restabelecimento do equilíbrio eles emitem a energia absorvida sob a forma 
de radiação gama, que será descrita posteriormente. 
 
1.3.4. Meia-vida do estado excitado 
 
O tempo de permanência da partícula no estado excitado depende das 
características que definem os estados inicial e final que irão participar da transição, e 
pode ser definido probabilisticamente em termos de meia-vida. O seu valor depende da 
variação do momento angular e paridade do orbital do estado excitado, energia e tipo de 
14 
 
transição eletromagnética. Em geral, seu valor é muito pequeno, variando entre 10-6 a 10-
15 segundos, principalmente para elétrons. Os estados excitados nucleares são de duração 
semelhante, mas alguns núcleos possuem estados excitados com meia-vida bastante 
longa e podem, em alguns deles, funcionar como estados isoméricos. A meia-vida do 
estado excitado não apresenta ligação direta com a meia-vida do núcleo. 
 
Tabela 1.2 - Energias e intensidades relativas dos raios X emitidos pelos 
elementos de número atômico de 20 a 109. 
 
Ref.: J.A. Bearden Rev of Modern Physics 
F.T. Porter, M.S. Freedman, J. Of Phys. And Chem. Reference Data 7,1276 (1978) EX: Z = 84 - 103 
T.A. Carlson, C.W. Nestor, Atomic Data and Nucl. Data Tables 19, 153 (1977) EX: Z104 
J.H. Scofield, Phys. Rev. A9. 1041 (1974) Ir : Z + 20 - 98 
C.C. Lu, F.B. Malik, T.A. Carlson, Nucl. Phys. A 175, 289 (1975) Ir : Z99 
 
Ex [keV] Ir* Ex [keV] Ir* 
Elem. K K K 
 
K 1 2 Elem. K K K 
 
K 1 2 
 
20 Ca 
21 Sc 
22 Tl 
23 V 
24 Cr 
 
25 Mn 
26 Fe 
27 Co 
28 Ni 
29 Cu 
 
30 Zn 
31 Ga 
32 Ge 
33 As 
34 Se 
 
35 Br 
36 Kr 
37 Rb 
38 Sr 
39 Y 
 
40 Zr 
41 Nb 
42 Mo 
43 Tc 
44 Ru 
 
45 Rh 
46 Pd 
47 Ag 
48 Cd 
49 In 
 
50 Sn 
51 Sb 
52 Te 
53 J 
54 Xe 
 
55 Cs 
56 Ba 
57 La 
58 Ce 
59 Pr 
 
60 Nd 
 
3,69 
4,09 
4,50 
4,94 
5,41 
 
5,89 
6,39 
6,92 
7,46 
8,03 
 
8,62 
9,22 
9,86 
10,51 
11,18 
 
11,88 
12,60 
13,34 
14,10 
14,88 
 
15,69 
16,52 
17,37 
18,25 
19,15 
 
20,07 
21,02 
21,99 
22,98 
24,00 
 
25,04 
26,11 
27,20 
28,32 
29,46 
 
30,63 
31,82 
33,03 
34,28 
35,55 
 
36,85 
 
3,69 
4,09 
4,51 
4,95 
5,41 
 
5,90 
6,40 
6,93 
7,48 
8,05 
 
8,64 
9,25 
9,89 
10,54 
11,22 
 
11,92 
12,65 
13,40 
14,17 
14,96 
 
15,78 
16,62 
17,48 
18,37 
19,28 
 
20,22 
21,18 
22,16 
23,17 
24,21 
 
25,27 
26,36 
27,47 
28,61 
29,78 
 
30,97 
32,19 
33,44 
34,72 
36,03 
 
37,36 
 
4,01 
4,46 
4,93 
5,43 
5,95 
 
6,49 
7,06 
7,65 
8,26 
8,90 
 
9,57 
10,26 
10,98 
11,73 
12,50 
 
13,29 
14,11 
14,96 
15,84 
16,74 
 
17,67 
18,62 
19,61 
20,62 
21,66 
 
22,72 
23,82 
24,94 
26,10 
27,28 
 
28,49 
29,73 
31,00 
32,29 
33,62 
 
34,99 
36,38 
37,80 
39,26 
40,75 
 
42,27 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
9,66 
10,37 
11,10 
11,86 
12,65 
 
13,47 
14,32 
15,19 
16,08 
17,02 
 
17,97 
18,95 
19,97 
21,01 
22,07 
 
23,17 
24,30 
25,46 
26,64 
27,86 
 
29,11 
30,39 
31,70 
33,04 
34,42 
 
53,82 
37,26 
38,73 
40,23 
41,77 
 
43,33 
 
50,6 
50,7 
50,8 
50,8 
50,9 
 
51,0 
51,1 
51,2 
51,2 
51,3 
 
51,4 
51,5 
51,5 
51,5 
51,6 
 
51,8 
51,9 
52,0 
52,1 
52,2 
 
52,3 
52,4 
52,5 
52,6 
52,7 
 
52,8 
52,9 
53,1 
53,2 
53,3 
 
53,4 
53,6 
53,7 
53,8 
54,0 
 
54,1 
54,3 
54,4 
56,4 
54,8 
 
54,9 
 
19,8 
20,1 
20,4 
20,6 
20,2 
 
20,9 
21,0 
21,1 
21,2 
20,9 
 
21,4 
21,8 
22,3 
22,8 
23,3 
 
23,7 
23,8 
24,2 
24,6 
25,0 
 
25,4 
25,8 
26,2 
26,5 
26,8 
 
27,1 
27,4 
27,8 
28,0 
28,3 
 
28,6 
28,8 
29,1 
29,3 
29,5 
 
29,7 
30,0 
30,2 
30,4 
30,6 
 
30,9 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
0,5 
0,9 
1,3 
 
1,8 
2,4 
2,8 
3,2 
3,5 
 
3,7 
3,9 
4,0 
4,2 
4,4 
 
4,5 
4,7 
4,8 
5,1 
5,4 
 
5,6 
6,0 
6,3 
6,6 
7,0 
 
7,3 
7,6 
7,7 
7,7 
7,8 
 
7,9 
 
65 Tb 
66 Dy 
67 Hg 
68 Er 
69 Tm 
 
70 Yb 
71 Lu 
72 Hf 
73 Ta 
74 W 
 
75 Re 
76 Os 
77 Ir 
78 Pt 
79 Au 
 
80 Hg 
81 Tl 
82 Pb 
83 Bi 
84 Po 
 
85 At 
86 Rn 
87 Fr 
88 Ra 
89 Ac 
 
90 Th 
91 Pa 
92 U 
93 Np 
94 Pu 
 
95 Am 
96 Cm 
97 Bk 
98 Cf 
99 Es 
 
100 Fm 
101 Md 
102 No 
103 Lr 
104 
 
105 
 
43,74 
45,21 
46,70 
48,22 
49,77 
 
51,35 
52,97 
54,61 
56,28 
57,98 
 
59,72 
61,49 
63,29 
65,12 
66,99 
 
68,90 
70,83 
72,80 
74,81 
76,86 
 
78,95 
81,07 
83,23 
85,43 
87,68 
 
89,96 
92,28 
94,65 
97,07 
99,53 
 
102,03 
104,59 
107,19 
109,83 
112,53 
 
115,29 
118,09 
120,95 
123,87 
126,85 
 
129,8844,48 
46,00 
47,55 
49,13 
50,74 
 
52,39 
54,07 
55,79 
57,53 
59,32 
 
61,14 
63,00 
64,90 
66,83 
68,80 
 
70,82 
72,87 
74,97 
77,11 
79,29 
 
81,52 
83,79 
86,11 
88,47 
90,89 
 
93,35 
95,86 
98,43 
101,06 
103,73 
 
106,47 
109,27 
112,12 
115,03 
118,01 
 
121,06 
124,17 
127,36 
130,61 
133,95 
 
137,35 
 
50,38 
52,12 
53,88 
55,68 
57,72 
 
59,37 
61,28 
63,23 
65,22 
67,24 
 
69,31 
71,41 
73,56 
75,75 
77,98 
 
80,25 
82,58 
84,94 
87,34 
89,81 
 
92,32 
94,87 
97,47 
100,13 
102,84 
 
105,60 
108,42 
111,30 
114,23 
117,73 
 
120,28 
123,40 
126,12 
129,82 
133,14 
 
136,52 
139,97 
143,51 
147,11 
150,80 
 
154,56 
 
51,72 
53,51 
55,32 
57,21 
59,09 
 
60,98 
62,97 
64,98 
67,01 
69,10 
 
71,23 
73,40 
75,62 
77,88 
80,19 
 
82,54 
84,95 
87,36 
89,86 
92,39 
 
94,97 
97,61 
100,30 
103,04 
105,83 
 
108,68 
111,59 
114,56 
117,58 
120,67 
 
123,82 
127,03 
130,31 
133,65 
133,06 
 
140,55 
144,10 
147,74 
151,45 
155,25 
 
159,12 
 
55,8 
56,0 
56,2 
56,3 
56,5 
 
56,7 
56,9 
57,1 
57,4 
57,6 
 
57,8 
58,0 
58,3 
58,5 
58,7 
 
59,0 
59,2 
59,5 
59,8 
60,1 
 
60,3 
60,6 
60,9 
61,2 
61,5 
 
61,8
62,1
62,5
62,8
63,2 
 
63,5 
63,9 
64,2 
64,6 
65,1 
 
65,4 
65,8 
66,2 
66,7 
67,1 
 
67,5 
 
31,9 
32,0 
32,2 
32,4 
32,6 
 
32,7 
32,9 
33,1 
33,2 
33,4 
 
33,5 
33,7 
33,8 
34,0 
34,1 
 
34,3 
34,4 
34,6 
34,7 
34,9 
 
35,0 
35,2 
35,3 
35,5 
35,6 
 
35,8 
35,9 
36,1 
36,2 
36,4 
 
36,5 
36,7 
36,8 
38,0 
37,2 
 
37,3 
37,3 
37,6 
37,7 
37,8 
 
38,0 
 
8,3 
8,3 
8,4 
8,4 
8,5 
 
8,5 
8,7 
8,8 
9,0 
9,1 
 
9,3 
9,4 
9,6 
9,7 
9,9 
 
10,0 
10,2 
10,4 
10,6 
10,8 
 
11,1 
11,3 
11,5 
11,7 
11,9 
 
12,1 
12,2 
12,3 
12,5 
12,6 
 
12,8 
12,9 
13,0 
13,2 
13,3 
 
13,4 
13,5 
13,7 
13,8 
13,9 
 
14,1 
15 
 
Ex [keV] Ir* Ex [keV] Ir* 
Elem. K K K 
 
K 1 2 Elem. K K K 
K 1 2 
61 Pm 
62 Sm 
63 Eu 
64 Gd 
 
38,17 
39,52 
40,90 
42,31 
38,72 
40,12 
41,54 
43,00 
43,83 
45,41 
47,04 
48,70 
44,94 
46,58 
48,26 
49,96 
55,1 
55,3 
55,4 
55,6 
31,1 
31,3 
31,5 
31,7 
8,0 
8,1 
8,1 
8,1 
106 
107 
108 
109 
132,94 
136,09 
139,30 
142,58 
140,80 
144,37 
148,01 
151,75 
158,37 
162,30 
166,31 
170,42 
163,04 
167,08 
171,21 
175,43 
68,0 
68,4 
68,9 
69,4 
38,1 
38,2 
37,3 
38,5 
14,2 
14,3 
14,5 
14,6 
*Ir K = 100 
EX 
K: E ( K-LII ) K: I ( K-LII ) 
K: E ( K-LIII )K: I ( K-LIII )
K: E ( K-MIII ) 1: I ( K-MIII) + I ( K-MII) + I ( K-MIV+V) 
 1 ~0,5 < 0,05
: E ( K-NIII ) 2: I ( K-NIII) + I ( K-NII) + I ( K-NIV+V) + I ( K-O + ...) 
 1 ~0,5 < 0,05 ~0,2 - 0,4 
 (Z ~50 - 109) 
 
 
1.4. ORIGEM DA RADIAÇÃO 
 
As radiações são produzidas por processos de ajustes que ocorrem no núcleo ou 
nas camadas eletrônicas, ou pela interação de outras radiações ou partículas com o 
núcleo ou com o átomo. 
Exemplos: radiação beta e radiação gama (ajuste no núcleo), raios X característico 
(ajuste na estrutura eletrônica), raios X de freamento (interação de partículas carregadas 
com o núcleo) e raios delta (interação de partículas ou radiação com elétrons das camadas 
eletrônicas com alta transferência de energia). 
 
1.4.1. Fótons 
 
A radiação eletromagnética é constituída por vibração simultânea de campos 
magnético e elétrico, perpendiculares entre si, originados durante a transição, pela 
movimentação da carga e momento magnético da partícula, quando modifica seu estado 
de energia, caracterizado pelo momento angular, spin e paridade. As radiações 
eletromagnéticas ionizantes de interesse são os raios X e a radiação gama. 
Para compreender como surge uma onda eletromagnética a partir da transição 
entre dois estados de uma partícula ligada num orbital eletrônico ou nuclear, uma 
explicação detalhada será dada a seguir. 
Pelo Eletromagnetismo, sabe-se que quando uma carga elétrica se move num 
orbital fechado, ela gera um campo magnético �⃗⃗� , perpendicular ao seu plano de rotação. 
Da mesma forma, uma carga magnética, gera um campo elétrico �⃗⃗� . 
Quando uma partícula, que possui cargas elétrica e magnética (spin), faz uma 
transição de estado, a sua energia varia de um valor inicial (Ei) para um valor final (Ef) ou 
seja, libera uma energia E = Ei - Ef. 
Como os estados inicial (i) e final (f) possuem frequências de rotação de valores 
(i) e (f), à transição estará associada a uma diferença de frequências  = i - f, que 
constitui a frequência da transição de energia (E), expressa quanticamente por E = h, 
onde h é a constante de Planck. 
Na transição, houve simultaneamente uma mudança nos valores dos campos 
elétrico (�⃗� ) e magnético (�⃗� ) associados aos estados inicial e final da partícula. Isto 
significa que as diferenças de valores de campos (∆�⃗� ) e (∆�⃗� ) serão simultaneamente 
16 
 
carregadas pelas diferenças de energia (E) e frequência () da transição, ou seja, por uma 
onda eletromagnética ou fóton (E=h). 
 
1.4.2. Raios X 
 
Raio X é a denominação dada à radiação eletromagnética de alta energia que tem 
origem na eletrosfera ou no freamento de partículas carregadas no campo eletromagnético 
do núcleo atômico ou dos elétrons. 
 
 
1.5. RADIOATIVIDADE 
 
1.5.1. Constante de decaimento λ 
 
Os átomos instáveis, de mesma espécie e contidos numa amostra, não realizam 
transformações para se estabilizarem, ao mesmo tempo. Eles as fazem de modo aleatório. 
Não se pode prever o momento em que um determinado núcleo irá se transformar por 
decaimento. Entretanto, para uma quantidade grande de átomos, o número de 
transformações por segundo é proporcional ao número de átomos que estão por se 
transformar naquele instante. Isto significa que a probabilidade de decaimento por átomo 
por segundo deve ser constante, independente de quanto tempo ele tem de existência. 
Esta probabilidade de decaimento por átomo por segundo é denominada de Constante 
de Decaimento λ e é característica de cada radionuclídeo. 
 
1.5.2. Atividade de uma amostra, A 
 
A taxa de mudanças dos átomos instáveis em um determinado instante é 
denominada de Atividade. Assim, chamando de n(t) o número de átomos existentes numa 
amostra, no instante t, a atividade A(t), será expressa por: 
 
)(
)(
)( tn
dt
tdn
tA 
 
 
Nota: O número n(t) de átomos radioativos é obtido em função da massa do isótopo 
contido na amostra, do número de Avogadro NA, da massa atômica A e do 
percentual de átomos radioativos na massa do isótopo. 
 
1.5.3. Atividade de uma amostra em um dado instante 
 
Integrando a equação diferencial e chamando de n0 o número de átomos 
radioativos existentesna amostra no instante t = 0: 
 
tentn  0)(
 
 
A atividade da amostra pode ser obtida pela expressão: 
 
tentntA   0)()(
 
 
A atividade da amostra no instante zero, A0, é expressa por: 
17 
 
 
00 nA  
 
e, portanto: 
 
teAtA  0)(
 
 
O número inicial n0 de átomos de massa atômica A numa amostra de massa m (em 
g) é obtido pela expressão: 
 
 𝑛0 =
𝑚.𝑁𝐴
𝐴
 
 
onde NA = número de Avogadro= 6,02 .10
23 átomos em A gramas do radionuclídeo. 
 
1.5.4. Decaimento da atividade com o tempo 
 
Num núcleo radioativo existem vários estados excitados. A maneira e o tempo 
com que cada estado se transforma num estado mais estável, depende de suas 
características físicas como: energia, momento angular, paridade, spin, etc. Cada estado 
tem duração média e transição próprias. Globalmente, o núcleo se comporta como um 
todo, estabilizando-se com uma probabilidade constante, característica do nuclídeo, que 
é a constante de decaimento λ. 
A atividade de uma amostra depende do valor inicial da atividade no instante zero 
e é uma função exponencial decrescente do tempo. A Figura 1.12 mostra a função de 
decaimento e os parâmetros principais envolvidos no processo. 
 
 
 
 
Figura 1.12 - Curva representativa do decaimento de um radiosótopo em 
função do tempo e seus principais parâmetros. 
 
 
1.5.5. Unidades de atividade - o becquerel e o curie 
 
A atividade de uma fonte é medida em unidades de transformações por segundo, 
denominada becquerel (Bq) = s-1 no Sistema Internacional. 
 
n =número de átomos radioativos no instante (t) 
n0 = número de átomos radioativos no instante (t=0) 
 = constante de decaimento 
T1/2 = meia-vida 
 = vida-média 
18 
 
A unidade antiga, ainda em uso em equipamentos antigos ou produzidos em 
alguns países (como os EUA.) é o curie (Ci). Por sua definição inicial, equivale ao número 
de transformações por segundo em um grama de 226Ra, que é de 3,7.1010 transformações 
por segundo. Portanto, 1 Ci é equivalente a 3,7.1010.Bq. 
A título de informação, nos rótulos das garrafas de água mineral, a radioatividade 
é expressa numa unidade denominada de mache. O mache equivale a uma concentração 
de 12,802 Bq L-1 associada, em geral, ao 226Ra. 
 
1.5.6. Múltiplos e submúltiplos das unidades de atividade 
 
No registro do valor da atividade de uma amostra são utilizados, frequentemente, 
múltiplos ou submúltiplos destas unidades. Assim: 
 
Múltiplos e Símbolos 
 
 
Submúltiplos e Símbolos 
Quilo k 103 kBq kCi Mili m 10-3 mBq mCi 
Mega M 106 MBq MCi Micro μ 10-6 μBq μCi 
Giga G 109 GBq GCi Nano n 10-9 nBq nCi 
Tera T 1012 TBq TCi Pico p 10-12 pBq pCi 
Peta P 1015 PBq PCi Femto f 10-15 fBq fCi 
 
Como as unidades becquerel e curie tem valores muito diferentes, em termos de 
ordem de grandeza, alguns múltiplos do Ci não são utilizados, como GCi, TCi e PCi, e 
da mesma forma, os valores abaixo de nBq. 
 
1.5.7. Meia-vida do radioisótopo T1/2 
 
O intervalo de tempo, contado a partir de um certo instante, necessário para que 
metade dos átomos radioativos decaiam é denominado de meia-vida, e pode ser 
visualizado na Figura 1.12. A relação entre a meia-vida e a constante de decaimento λ é 
expressa por: 

693,02
2/1 
n
T

 
 
A meia-vida pode ter valores muito pequenos como os do 20F e 28Al, com 11 s e 
2,24 min respectivamente, grandes como 90Sr (28,5 a), 60Co (5,6 a) e 137Cs (30 a), e muito 
grandes como os do 232Th (1,405.1010 a) e 238U (4,46.109 a). 
 
1.5.8. Vida-média do radioisótopo, τ 
 
O intervalo de tempo necessário para que a atividade de uma amostra decresça 
de um fator 1/e, onde e é a base do logaritmo neperiano, é denominado de vida-média e 
vale: 
 
𝜏 =
1
𝜆
=
𝑇1/2
0,693
 
 
 
 
19 
 
1.6. RADIAÇÕES NUCLEARES 
 
Radiação nuclear é o nome dado às partículas ou ondas eletromagnéticas emitidas 
pelo núcleo durante o processo de restruturação interna, para atingir a estabilidade. 
Devido à intensidade das forças atuantes dentro do núcleo atômico, as radiações nucleares 
são altamente energéticas quando comparadas com as radiações emitidas pelas camadas 
eletrônicas. 
É bom salientar que as radiações não são produtos da desintegração nuclear, 
como se os núcleos instáveis estivessem se quebrando ou desmanchando. Ao contrário, 
elas são indicadores do resultado das transformações do núcleo instável, na busca de 
estados de maior estabilidade e perfeição, ou seja, são produtos da otimização de sua 
estrutura e dinâmica. 
 
1.6.1. Unidades de energia de radiação 
 
A energia da radiação e das grandezas ligadas ao átomo e ao núcleo é geralmente 
expressa em elétron-volt (eV). 
Um eV é a energia cinética adquirida por um elétron ao ser acelerado por uma 
diferença de potencial elétrica de 1 volt. 
 
1 MeV = 106 eV = 1,6.10-13 Joule. 
 
1.6.2. Radiação β 
 
Radiação beta (β) é o termo usado para descrever elétrons de origem nuclear, 
carregados positiva (β+) - pósitrons - ou negativamente (β-) - negatrons. Sua emissão 
constitui um processo comum em núcleos de massa pequena ou intermediária, que 
possuem excesso de prótons ou de nêutrons em relação à estrutura estável correspondente. 
A Figura 1.13 ilustra o processo de decaimento beta. 
 
 
 
 
Figura 1.13 - Emissão β. 
 
 
 
 
 
20 
 
1.6.2.1. Emissão β- 
 
Quando um núcleo tem excesso de nêutrons em seu interior e, portanto, falta de 
prótons, o mecanismo de compensação ocorre através da transformação de um nêutron 
em um próton mais um elétron, que é emitido no processo de decaimento. 
Nesse caso, o núcleo inicial transforma-se de uma configuração
XAZ
em 
XAZ 1
uma vez que a única alteração é o aumento de uma carga positiva no núcleo. 
 
1.6.2.2. O neutrino  e o anti-neutrino 

 
 
A necessidade de conservação de energia e de paridade no sistema durante o 
processo de decaimento beta levou Pauli à formulação da hipótese da existência de uma 
partícula, que dividiria com o elétron emitido, a distribuição da energia liberada pelo 
núcleo no processo de decaimento. A teoria foi posteriormente confirmada, sendo 
verificada a presença do neutrino,  na emissão β+ e do anti-neutrino, 

, na emissão β-. 
O neutrino é uma partícula sem carga, de massa muito pequena em relação ao elétron, 
sendo, por esse motivo, de difícil detecção. 
 
1.6.2.3. Equação da transformação do nêutron na emissão β - 
 
A transformação do nêutron em um próton pelo processo da emissão β- pode ser 
representada por: 
 
  epn 0101
 
 
A energia cinética resultante da diferença de energia entre o estado inicial do 
núcleo 
XAZ
 e o estado do núcleo resultante 
YAZ 1
 é distribuída entre o elétron e o anti-
neutrino. Após o processo pode haver ainda excesso de energia, que é emitido na forma 
de radiação gama. 
 
1.6.2.4. Emissão β + 
 
A emissão de radiação tipo β+ provém da transformação de um próton em um 
nêutron, assim simbolizada: 
 
  enp 0011
 
 
O núcleo inicial, 
XAZ
, após a transformação do próton, resulta em 
YAZ 1
. 
O pósitron tem as mesmas propriedades de interação que o elétron negativo, 
somente que, após transferir sua energia cinética adicional ao meio material de interação, 
ele captura um elétron negativo, forma o positrônio, que posteriormente se aniquila, 
gerando duas radiações gama de energia 0,511 MeV cada, emitidas em sentidos 
contrários. 
 
1.6.2.5. Características da emissão beta 
 
Nas transições beta, que abrangem a emissão 𝛽−, 𝛽+e captura eletrônica (EC), 
ocorrem mudanças de umestado do núcleo-pai para um ou mais estados do núcleo-filho. 
21 
 
Tais estados são caracterizados por seus parâmetros como: energia, momento angular 
total e paridade. 
Assim, as transições carregam diferenças de energia, momento angular e paridade. 
 
a) Distribuição de energia na emissão β 
 
A energia da transição é bem definida, mas como ela é repartida entre elétron e o 
neutrino, a energia da radiação beta detectada terá um valor variando de 0 até um valor 
máximo, denominado de Emax. Assim, o espectro da radiação beta detectada será contínuo, 
iniciando com valor 0 e terminando em Emax como é mostrado na Figura 1.14. 
 
36
Ar
 
 
Figura 1.14 - Espectro de distribuição em energia de um processo de emissão β. 
 
O espectro β+ tem forma semelhante à do espectro β-, porém um pouco distorcido 
para a direita, devido à repulsão da carga elétrica positiva concentrada no núcleo. 
 
O espectro β - detectado, difere um pouco do emitido, devido à atração elétrica do 
núcleo e repulsão dos elétrons atômicos, que o distorce para a esquerda, no sentido da 
região de baixa energia. 
 
A energia de radiação beta é normalmente representada por seu valor máximo, 
embora uma melhor caracterização seja dada pelo seu valor médio e pela moda da 
distribuição. 
 
b) Paridade da transição beta 
 
A paridade da transição beta é obtida pelo produto das paridades dos estados 
inicial do núcleo-pai e final do núcleo filho, podendo ser positiva ou negativa, ou seja, 
trocar ou não de paridade. 
A paridade de um estado de uma partícula está associada ao formato de sua 
descrição pela função matemática que o descreve, denominada de função de onda. Se, na 
sua representação gráfica, ela seccionar o eixo dos X um número par de vezes, ela possui 
a paridade par ou positiva. Se seccionar um número ímpar, paridade ímpar ou negativa. 
 
c) Classificação das transições beta 
 
Conforme os valores do momento angular e da paridade associados à transição 
beta, as transições beta são denominadas de Permitidas e Proibidas. 
22 
 
Por exemplo, as transições com diferença de momento angular (J = 0 ou 1) e que 
não mudam a paridade dos estados inicial do núcleo-pai e final do núcleo-filho, são 
denominadas de Permitidas. As transições com valores de J = 1 ou 2 e que mudam a 
paridade, são denominadas de 1ª proibida ou 1ª proibida única. As com valores de J=2,3 
que não trocam a paridade são denominadas de 2ª proibida e 2ª roibida única, e assim 
por diante. (ver: E. de Almeida e L. Tauhata, Física Nuclear, Ed. Guanabara 2 - 1981). 
As transições permitidas têm maior probabilidade de emissão que as proibidas. 
1.6.2.6. Emissão de mais de uma radiação beta em um decaimento 
 
No processo de decaimento, a busca do estado fundamental pode ocorrer por meio 
de processos alternativos, com probabilidades de ocorrência de acordo com o grau de 
facilidade ou de dificuldade para realizar a transformação. 
A probabilidade de transição beta depende da diferença de energia e das 
características físicas (números quânticos) entre os estados inicial e final. 
Para alguns nuclídeos é possível ocorrer a transição beta diretamente para o estado 
fundamental do núcleo-filho. São os denominados emissores beta puros. Na maioria dos 
casos, a transição beta gera o núcleo-filho em estado excitado e o estado fundamental é 
atingido por meio de transições gama, conforme é ilustrado na figura 1.15. O espectro 
beta observado na medição de uma amostra constitui a soma dos espectros das diversas 
transições beta ocorridas e a sua energia máxima corresponde à da transição de maior 
Emax. 
 
 
 
 
Figura 1.15 - Esquema de decaimento para caminhos alternativos de 
decaimento β. 
 
 
1.6.2.7. Emissores β puros 
 
Na maior parte dos casos, a emissão β ocorre deixando um excesso de energia no 
núcleo-filho, que então, emite radiação gama para descartar este excesso. Em alguns casos 
a transição β é suficiente para o núcleo alcançar o estado de energia fundamental. Nesses 
23 
 
casos ocorre somente a emissão β e o nuclídeo emissor é denominado de emissor β puro. 
A tabela 1.3 traz exemplos de alguns desses nuclídeos. 
 
Tabela 1.3 - Emissores beta puros. 
 
Nuclídeo Meia-vida Energia máxima (MeV) 
3H 
14C 
32P 
33P 
35S 
36Cl 
45Ca 
63Ni 
90Sr 
99Tc 
147Pm 
204Tl 
(12,312 ± 0,025) a 
(5.700 ± 30) a 
(14,284 ± 0,036) d 
(25,383 ± 0,040) d 
(87,25 ± 0,15) d 
(302 ± 4)103 a 
(162,64 ± 0,11) d 
(98,7 ± 0,24) a 
(28,80 ± 0,07) a 
(211,5 ± 0,11)103 a 
(2,6234 ± 0,0004) a 
(3,788 ± 0,015) a 
(18,564 ± 0,003) 
(156,476 ± 0,004) 
(1710,66 ± 0,21) 
(248,5 ± 0,11) 
(167,33 ± 0,030) 
(709,53 ± 0,05) 
(258 ± 0,7) 
(66,980 ± 0,015) 
(545,9 ± 0,14) 
(293,8 ± 0,14) 
(224,1 ± 0,3) 
(763,7 ± 0,2) 
 
 
1.6.2.8. Captura eletrônica, EC 
 
Um processo que geralmente pode ocorrer junto com o decaimento β é o de 
captura eletrônica. Em alguns núcleos, a transformação do próton em nêutron ao invés de 
se realizar por emissão de um pósitron, ela se processa pela neutralização de sua carga 
pela captura de um elétron orbital das camadas mais próximas, assim representada (ver 
Figura 1.16): 
 
  nep 0101
 
 
Para núcleos de número atômico elevado, este tipo de transformação é bastante 
provável e compete com o processo de emissão β+. 
Nesse caso não ocorre emissão de radiação nuclear, exceto a do neutrino. No 
entanto, a captura do elétron da camada interna da eletrosfera, cria uma vacância que, ao 
ser preenchida, provoca a emissão de raios X característicos. 
 
 
Figura 1.16 - Representação do processo de captura eletrônica e da emissão 
de raio X característico. 
24 
 
1.6.3. Radiação α 
 
Quando o número de prótons e nêutrons é elevado, o núcleo pode se tornar instável 
devido à repulsão elétrica entre os prótons, que pode superar a força nuclear atrativa, de 
curto alcance, da ordem do diâmetro nuclear. Nesses casos pode ocorrer a emissão pelo 
núcleo de partículas constituídas de 2 prótons e 2 nêutrons (núcleo de 4He), que permite 
o descarte de 2 cargas elétricas positivas (2 prótons) e 2 nêutrons, num total de 4 nucleons 
(ver Figura 1.17), e grande quantidade de energia. Em geral os núcleos alfa-emissores 
têm número atômico elevado e, para alguns deles, a emissão pode ocorrer 
espontaneamente. 
 
 
Figura 1.17 - Representação da emissão de uma partícula α por um núcleo. 
 
1.6.3.1. Equação da transformação no decaimento alfa 
 
As modificações nucleares após um decaimento alfa podem ser descritas como: 
 
energiaHeYX AZ
A
Z 


4
2
4
2
 
 
Assim, por exemplo, 
 
MeVHeUPu 2,542
235
92
239
94 
 
 
A explicação da emissão de partículas alfa pelo núcleo se baseia no valor do 
coeficiente de transmissão de uma partícula alfa, através de uma barreira de potencial 
coulombiano com energia maior que a da partícula, num fenômeno conhecido como 
Efeito Túnel. Este coeficiente é determinado utilizando-se o método WKB (G. Wentzel, 
H.A. Kramers e L. Brillouin) com um formalismo tipicamente quântico. (ver: A. Messiah, 
Quantum Mechanics, Vol.2 - North Holland, 1974; E. de Almeida e L. Tauhata, Física 
Nuclear, Ed. Guanabara Dois, 1981 - Rio). 
A partícula alfa pode ser emitida tanto dos estados fundamental ou excitado do 
núcleo-pai, gerando o núcleo-filho em diversos estados excitados, que decaem por 
emissão gama para o seu estado fundamental. Isto gera também radiações alfa de várias 
energias. 
 
25 
 
1.6.3.2. Energia da radiação α 
 
A emissão α representa transições com energias bem definidas e, portanto, com 
valores discretos (não contínuo).De modo semelhante ao decaimento beta, o processo de 
decaimento pode ocorrer por caminhos alternativos, emitindo partículas alfas com 
diferentes energias. O espectro da contagem das partículas em função da energia 
apresenta, então, vários picos, cada um correspondendo a uma transição alfa. 
Na figura 1.18, é apresentado o espectro das radiações alfa emitido pelo 241Am e 
obtido por um detector de barreira de superfície. 
Sendo a energia de ligação da partícula α extremamente alta (28 MeV) quando 
comparada à dos nucleons (6 a 8 MeV) na maioria dos núcleos, pode-se entender a razão 
pela qual o núcleo excitado, com A > 150 não emite separadamente prótons e nêutrons 
por emissão espontânea. 
 
Figura 1.18 - Espectro das radiações alfa, com energias entre 5,389 MeV e 
5,545 MeV, emitidas pelo 241Am, e obtido com detector de barreira se 
superfície. 
 
Como a maior parte das partículas α são emitidas com energia entre 3 e 7 MeV, a 
sua velocidade é da ordem de um décimo da velocidade da luz. Obs.: a energia da partícula 
α chega a 11,65 MeV no 212Po. 
Na Tabela 1.4 estão relacionadas as energias das radiações alfa emitidas por 
alguns radionuclídeos, muito deles escolhidos como padrões para calibração de sistemas 
de detecção. 
 
26 
 
Tabela 1.4 - Radionuclídeos alfa emissores, com energias bem conhecidas, 
utilizados como padrões para calibração de detectores. 
(ver: www.nucleide.org/DDEP_WG/DDEPdata.htm) 
 
Fonte Meia-vida Energia (keV) 
Intensidade 
Relativa (%) 
241Am 432,6 ± 0,6 a 5485,56 ± 0,12 
5442,86 ± 0,12 
0,8445 ± 0,0010 
0,1323 ± 0,0010 
242Cm 162,86 ± 0,08 d 6112,72 ± 0,08 
6069,37 ± 0,09 
0,7406 ± 0,0007 
0,2594 ± 0,0007 
210Po 138,3763 ± 0,0047 d 5304,33 ± 0,07 0,9999876 ± 0,0000004 
239Pu (24100 ± 11) a 5156,59 ± 0,14 
5143,82 ± 0,21 
5105,81 ± 0,21 
0,7079 ± 0,0010 
0,1714 ± 0,0004 
0,1187 ± 0,0003 
235U (704 ± 1)106 a 4397,8 ± 1,3 
4366,1 ± 2,0 
4596,4 ± 1,3 
4556,0 ± 0,4 
4322 ± 4 
4414,9 ± 0,5 
0,5719 ± 0,0020 
0,1880 ± 0,0013 
0,0474 ± 0,0006 
0,0379 ± 0,0006 
0,0333 ± 0,0006 
0,0301 ± 0,0016 
238U (4,468 ± 0,005)109 a 4198 ± 3 
4151 ± 5 
0,7754 ± 0,0050 
0,2233 ± 0,0050 
232Th (14,02 ± 0,06)109 a 4011,2 ± 1,2 
3948,5 ± 1,4 
0,789 ± 0,013 
0,210 ± 0,013 
 
 
 
1.6.4. Emissão gama 
 
Quando um núcleo decai por emissão de radiação alfa ou beta, geralmente o 
núcleo residual tem seus nucleons fora da configuração de equilíbrio, ou seja, estão 
alocados em estados excitados. Assim para atingir o estado fundamental, emitem a 
energia excedente sob a forma de radiação eletromagnética, denominada radiação gama 
(γ), conforme é ilustrado na Figura 1.19. 
 
 
 
 
Figura 1.19 - Representação da emissão da radiação gama pelo núcleo. 
 
 
 
27 
 
1.6.4.1. Características da emissão gama 
 
a) Energia da Radiação Gama 
 
A energia da radiação gama é bem definida e depende somente dos valores inicial 
e final de energia dos orbitais envolvidos na transição, ou seja: 
 
  hEEE fi
 
 
onde h é a constante de Planck (6,6252.10-34 J.s) e  é a frequência da radiação. 
Assim, por exemplo, as energias das radiações gama emitidas pelo 60Ni, formado 
pelo decaimento beta do 60Co, são: 
 
MeVE 17321,133250,150571,21 
 
MeVE 33250,1033250,12 
 
 
b) Paridade da transição 
 
A paridade de uma transição gama é definida pelo produto das paridades dos 
estados nucleares, inicial e final, podendo ser positiva (+) ou negativa (-). A paridade de 
um estado depende do seu momento angular orbital (l), ou seja, 𝜋 = (−1)𝑙. 
 
c) Classificação das transições gama 
 
A diferença entre os momentos angulares totais dos estados, inicial e final, de um 
nucleon, 𝑙 = 𝑗𝑖 − 𝑗𝑓, é denominada de multipolaridade da transição. Para valores de l = 
0, 1, 2, 3, 4… as transições gama são denominadas de monopolo, dipolo, quadrupolo, 
octupolo, hexadecapolo, …. 
Se a paridade da transição puder ser expressa por 𝜋 = (−1)𝑙 , a transição é 
classificada como sendo do tipo elétrica E, (Dipolo elétrica=E1, Quadrupolo elétrica E2, 
Octupolo Elétrica E3…), se for expressa por 𝜋 = (−1)𝑙+1, será classificada como do tipo 
magnética M, (Dipolo magnética=M1, Quadrupolo magnética=M2, Octupolo 
magnética=M3…). 
Em geral, as transições elétricas são mais intensas que as correspondentes 
magnéticas de mesma multipolaridade. 
Além das transições gama normais, cujas probabilidades de ocorrência podem ser 
estimadas pelos modelos de Partícula Simples e de Camadas, existem as transições gama 
coletivas, oriundas das vibrações ou rotações coletivas nucleares. Essas transições têm 
intensidades muito maiores que as transições normais e suas probabilidades de ocorrência 
são previstas pelos Modelos Nucleares Coletivos. (ver: J.M. Eisenberg e W. Greiner, 
Nuclear Models, Vol. 1 de Nuclear Theory, North Holland Publishing Company, 
Amsterdam-London, 1970.) 
 
1.6.4.2. Intensidade relativa de emissão Iγ (branching ratio) 
 
Um estado excitado, conforme sua energia, momento angular e paridade, pode 
realizar uma ou mais transições para os estados excitados de menor energia, ou para o 
estado fundamental. 
28 
 
Quanto mais semelhantes as características dos estados envolvidos, mais provável 
será a transição. Como a soma das probabilidades de transição é 1, o percentual de 
emissão de cada radiação gama é diretamente proporcional à probabilidade de transição 
envolvida. 
 
 
Assim, por exemplo, para a transição de 1,17321 MeV do 60Ni, a intensidade 
relativa será: 
 
%)88,99(9988,000,19988,011   III
 
 
Para a transição de 1,33250 MeV será: 99,88% + 0,12% = 100%. 
Para a transição de 2,1508 MeV o valor (desprezível) será = 0,0081% 
 
 
1.6.4.3. Valores de referência para as energias das radiações γ 
 
Na Tabela 1.5 são apresentados os principais radionuclídeos, cujas energias e 
intensidades relativas das radiações gama são bem estabelecidas e, assim, muitas vezes 
utilizados como fontes de calibração de detectores e obtenção de suas curvas de eficiência 
de detecção. Na Tabela 1.5, Iabs(%) é o percentual de decaimento absoluto para cada 
radiação gama, e o termo entre parênteses é o seu desvio padrão. 
 
 
Figura 1.20 - Espectro das radiações gama do 60Co obtido com o detector de 
germânio puro. 
 
1332 keV 
1173 keV 
29 
 
Tabela 1.5 - Valores padrões recomendados para radiações gama de alguns 
radionuclídeos (Marie-Martine Bé, Valery P. Chechev - Nuclear Intr. Meth., A, 
728 (2013) p. 157-1712). 
 
Nuclídeo T1/2 
Eγ 
(keV) 
Iabs 
(%) 
Nuclídeo T1/2 
Eγ 
(keV) 
Iabs 
(%) 
7Be 
 
22Na 
 
 
24Na 
 
 
40K 
 
 
46Sc 
 
 
51Cr 
 
 
54Mn 
 
 
59Fe 
 
 
 
56Co 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
57Co 
 
 
 
60Co 
 
 
65Zn 
 
 
88Y 
 
 
95Zr 
 
 
99Mo 
 
 
 
 
 
 
 
(53,22 ± 0,06) d 
 
(2,6029 ± 0,0008) a 
 
 
(14,9574 ± 0,0020) h 
 
 
(1,2504 ± 0,003).109 a 
 
 
(83,788 ± 0,022) d 
 
 
(27,703 ± 0,003) d 
 
 
(312,13 ± 0,03) d 
 
 
(44,495 ± 0,008) d 
 
 
 
(77,236 ± 0,026) d 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
(271,80 ± 0,05) d 
 
 
 
(5,2711 ± 0,0008) a 
 
 
(244,01 ± 0,09) d 
 
 
(106,626 ± 0,021) d 
 
 
(64,032 ± 0,006) d 
 
 
(2,7479 ± 0,0006) d 
 
 
 
 
 
 
 
 
477,6035(20) 
 
511,00 
1.274,547(7) 
 
1.368,626(5) 
2.754,00(11) 
 
1.460,822(6) 
 
 
889,271(2) 
1.120,537(3) 
 
320,0824(4)834,838 
 
 
192,349(5) 
1.099,245(3) 
1.291,590(6) 
 
511,00 
846,7638(19) 
977,363(4) 
1.037,8333(24) 
1.175,0878(22) 
1.238,2736(22) 
1.360,196(4) 
1.771,327(3) 
2.015,176(5) 
2.034,752(5) 
2.598,438(4) 
3.009,559(4) 
3.201,930(11 
3.253,402(5) 
3.272,978(6) 
 
14,41295(31) 
122,06065(12) 
136,47356(29) 
 
1.173,228(3) 
1.332,492(4) 
 
511,00 
1.115,539(2) 
 
898,036(4) 
1.836,052(13 
 
724,193(3) 
756,729(12) 
 
40,58323(17) 
140,511(1) 
181,068(8) 
366,421(15) 
739,500(17) 
777,921(20) 
10,44(4) 
 
180,7((13) 
 
 
99,9935(5) 
99,872(8) 
 
10,55(11) 
 
 
99,9833(5) 
99,986(36) 
 
9,87(3) 
 
 
99,9746(11) 
 
 
2,918(29) 
56,59(21) 
43,21(25) 
 
39,21(22) 
99,9399(23) 
1,422(7) 
14,03(5) 
2,249(9) 
66,41(16) 
4,80(13) 
15,45(4) 
3,017(14) 
7,741(13) 
16,96(4) 
1,038(19) 
3,203(13) 
7,87(3) 
1,855(9) 
 
9,15(17) 
85,51(6) 
10,71(15) 
 
99,85(3) 
99,9826(6) 
 
2,842(13) 
50,22(11) 
 
93,90(23) 
99,32(3) 
 
44,27(22) 
54,38(22) 
 
1,022(27) 
89,61(17 
6,01(11) 
1,194(23) 
12,12(15) 
4,28(8) 
 
 
99mTc 
 
108Ag 
 
108mAg 
 
 
 
 
110mAg 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
123I 
 
 
125I 
 
131I 
 
 
 
 
 
124Sb 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
134Cs 
 
 
 
 
 
 
 
 
137Cs 
 
144Ce 
 
(6,0067 ± 0,0010) h 
 
 (2,382 ± 0,011) min 
 
(439 ± 9) a 
 
 
 
 
(249,78 ± 0,2) d 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
(13,2234 ± 0,0037) h 
 
 
(59,388 ± 0,028) d 
 
(8,0233 ± 0,001) d 
 
 
 
 
 
(60,208 ± 0,011) d 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
(2,0644 ± 0,0014) a 
 
 
 
 
 
 
 
 
(30,05 ± 0,08) a 
 
(284,91 ± 0,05) d 
 
140,511(1) 
 
632,98(5) 
 
79,131(3) 
433,938(5) 
614,276(4) 
722,907(10) 
 
446,812(3) 
620,3553(17) 
657,7600(11) 
677,6217(12) 
687,0091(18) 
706,6760(15) 
744,2755(18) 
763,9424(17) 
818,0244(18) 
884,6781(13) 
937,485(3) 
1.384,2931(20) 
1.475,7792(23) 
1.505,028(2) 
1.562,2940(18) 
 
158,97(5) 
528,96(5) 
 
35,44925 
 
80,1850(19) 
284,305(5) 
364,489(5) 
636,989(4) 
722,911(5) 
 
602,7260(23) 
645,8520(19) 
709,33(2) 
713,776(4) 
722,782(3) 
968,195(4) 
1.045,125(4) 
1.325,504(4) 
1.355,20(2) 
1.368,157(5) 
1.436,554(7) 
1.690,971(4) 
2.090,930(7) 
 
475,365(7) 
563,246(3) 
569,330(2) 
604,720(3) 
795,86(1) 
801,950(6) 
1.167,967(4) 
1.365,194(4) 
 
661,657(3) 
 
80,120(5) 
133,515(2) 
 
88,5(2) 
 
88,5(2) 
 
6,9(5) 
90,1(6) 
90,5(16) 
90.8(16) 
 
3,65(5) 
2,72(8) 
94.38(8) 
10,56(6) 
6,45(3) 
16,48(8) 
4,71(3) 
22,31(9) 
7,33(4) 
74,0(12) 
34,51(27) 
24,7(5) 
4,03(5) 
13,16(16) 
1,21(3) 
 
83,31(20 
1,25(3) 
 
6,63(6) 
 
2,607(27) 
6,06(6) 
81,2(8) 
7,26(8) 
1,96(20) 
 
97,775(20) 
7,442(15) 
1,363(5) 
2,273(7) 
10,708(22) 
1,887(10) 
1,852(14) 
1,587(7) 
1,0412(38) 
2,620(8) 
1,234(8) 
47,46(19) 
5,493(24) 
 
1,479(7) 
8,342(15) 
15,368(21) 
97,63(8) 
85,47(9) 
8,694(16) 
1,791(5) 
3,019(8) 
 
84,99(20) 
 
1,36(6) 
11,1(1) 
 
30 
 
Nuclídeo T1/2 
Eγ 
(keV) 
Iabs 
(%) 
Nuclídeo T1/2 
Eγ 
(keV) 
Iabs 
(%) 
 
152Eu 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
170Tm 
 
 
192Ir 
 
 
(13,522 ± 0,016) a 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
(127,8 ± 0,6) d 
 
 
(73,827 ± 0,013) d 
 
 
121,7817(3) 
244,6974(8) 
344,2785(12) 
411,1165(12) 
443,965(3) 
778,9045(24) 
867,380(3) 
964,079(18) 
1.085,837(10 
1.089,737(5) 
1.112,076(3) 
1.212,948(11 
1.299,142(8) 
1.408,13(3) 
 
 
84,2547(8) 
 
 
205,79430(9) 
295,95650(15 
308,45507(17) 
316,50618(17) 
468,0688(3) 
484,5751(4) 
588,5810(7) 
604,41105(25) 
612,4621(3) 
 
 
28,37 
7,51 
26,58 
2,234 
2,80 
1,70 
12,96 
4,21 
14,62 
10,16 
1,710 
13,56 
1,397 
1,626 
20,85 
 
2,48(9) 
 
 
3,34(4) 
28,72(14) 
29,68(15) 
82,75(21) 
47,81(24) 
3,189(24) 
4,517(22) 
8,20(4) 
5,34(8) 
 
 
182Ta 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
198Au 
 
203Hg 
 
207Bi 
 
 
 
226Ra 
 
241Am 
 
(114,61 ± 0,13) d 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
(2,6944 ± 0,0008) d 
 
(46,594 ± 0,012) d 
 
(32,9 ± 1,4) a 
 
 
 
(1600 ± 7) a 
 
(432,6 ± 0,6) a 
 
65,72215(15) 
67,7497(1) 
84,68024(26) 
100,10595(7) 
152,42991(26 
156,3864(3) 
179,39381(25 
198,35187(29 
229,3207(6) 
264,0740(3) 
1001,6856(12 
1.121,290(3) 
1.189,040(3) 
1.221,395(3) 
1.231,004(3) 
1257,407(3) 
1289,145(3) 
 
411,80205(8) 
 
279,1952(10) 
 
569,698(2) 
1.063,656(3) 
1.770,228(9) 
 
186,211(13) 
 
26,3446(2) 
59,5409(1) 
 
 
46,31 
14,23 
6,95 
3,09 
3,64 
35,30 
16,44 
27,17 
11,58 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
95,54(7) 
 
81,61(5) 
 
97,7(3) 
74,58(22 
6,871(26 
 
3,555(19 
 
2,31(8) 
35,92(17 
 
 
1.6.5. Intensidade relativa das radiações e atividade total 
 
Nas transformações que ocorrem dentro do núcleo, para se atingir uma 
configuração mais estável ou organizada, radiações sob a forma de partículas e ondas 
eletromagnéticas são emitidas, com intensidades que dependem de suas probabilidades 
de emissão. Se os valores destas probabilidades de emissão são conhecidos, é possível 
determinar a atividade total da amostra medindo-se a intensidade de emissão de somente 
uma única radiação. 
Assim, por exemplo, no esquema de decaimento mostrado na Figura 1.21, o 
radionuclídeo X decai por emissão beta com as probabilidades: 
 
p1 = 20% para o estado excitado de energia E1 
p2 = 30% para o estado excitado de energia E2 
p3 = 50% para o estado excitado de energia E0 
 
Os estados excitados de energias E1 e E2 decaem para o estado fundamental 
emitindo 3 radiações gama, γ1, γ2 e γ3, conforme mostra a Figura 1.22. As probabilidades 
de desexcitação do estado E1 são de 80% para γ1 e 20% para γ2. A probabilidade de 
desexcitação do estado E2 é de 100% para E0, com γ3. 
 
31 
 
 
 
Figura 1.21 - Esquema de decaimento do radionuclídeo X, indicando os 
valores das probabilidades de emissão das radiações beta e gama. 
 
 
Assim, a intensidade relativa da radiação γ3 é obtida por, 
 
46,0)00,130,0()80,020,0()()( 22113   ppppI 
 
Desta forma, o número de radiações γ3 emitidas, representa 46% das radiações 
resultantes da atividade total de X na amostra. Isto significa que, de 100 transformações 
nucleares em X, são emitidas 46 radiações γ3. Se ε3 for o valor da eficiência do detector 
para a energia da radiação γ3, e se a amostra estiver sendo contada durante um intervalo 
de tempo Δt, a atividade de X na amostra será: 
 
)/( 33 tIcpsA  
 
 
1.6.6. Atividade e decaimento de uma mistura de radionuclídeos 
 
Uma mistura de radionuclídeos com atividades A1, A2, A3, ... , An com respectivas 
constantes de decaimento λ1, λ2, λ3, ... , λn terá como atividade total AT, num certo instante 
t0: 
 



n
i
iT AA
1
 
 
Após o tempo t, a atividade da mistura será: 
 
tin
i
iT eAA



1 
 
 
 
 
32 
 
 
1.6.7. Esquema de decaimento de um radionuclídeo 
 
A representação gráfica de todas as transições e estados excitados do núcleo, com 
os valores dos parâmetros que os caracterizam, constitui o Esquema de Decaimento do 
Radionuclídeo. 
A Figura 1.23 mostra o esquema de decaimento do 60Co, onde estão definidos os 
valores da meia-vida do 60Co, as energias dos estados excitados, as transições beta, as 
transições gama, as meias-vidas dos estados excitados e as intensidades relativas de cada 
radiação emitida. 
É bom observar que, convencionalmente, as transições beta são associadas ao 
núcleo-pai, isto é, se emitidas pelo 60Co recebem a denominação usual de radiações beta 
do 60Co. Já as transições gama provenientes das transições do núcleo-filho, por exemplo 
o 60Ni, recebem a denominação de radiações gama do núcleo-pai, ou seja, do 60Co. 
 
 
Figura 1.22 - Esquema de decaimento do 60Co. 
 
1.7. INTERAÇÕES EM PROCESSOS DE DECAIMENTO 
 
1.7.1. Raios X característicos 
 
Quando ocorre a captura eletrônica (EC) ou outro processo que retira elétrons da 
eletrosfera do átomo, a vacância originada pelo elétron é imediatamente preenchida por 
algum elétron de orbitais superiores. Ao passar de um estado menos ligado para outro 
mais ligado (por estar mais interno na estrutura eletrônica), o excesso de energia do 
elétron é liberado por meio de uma radiação eletromagnética, cuja energia é igual à 
diferença de energia entre o estado inicial e o final. A denominação “característico” se 
deve ao fato dos fótons emitidos, por transição, serem monoenergéticos e revelarem 
detalhes da estrutura eletrônica do elemento químico e, assim, sua energia e intensidade 
relativa permitem a identificação do elemento de origem. 
Os raios X característicos são, portanto dependentes dos níveis de energia da 
eletrosfera e, dessa forma, seu espectro de distribuição em energia é discreto. 
Como a emissão de raios X característicos é um fenômeno que ocorre com energia 
da ordem da energia de ligação dos diversos níveis da eletrosfera, as energias de emissão 
dos raios X característicos variam de alguns eV a dezenas de keV. 
33 
 
 
1.7.2. Elétrons Auger 
 
Num átomo excitado em sua eletrosfera, o excesso de energia, ao invés de ser 
liberado pela emissão de raios X característicos, pode ser transferido diretamente para um 
elétron de uma camada mais externa. O processo pode ser entendido como se, ao ser 
emitido, o raio X característico virtual colidisse com elétrons do próprio elemento, 
retirando-os por efeito fotoelétrico. Estes elétrons são denominados de elétrons Auger. 
Tais elétrons podem ser também emitidos no rearranjo dos elétrons nas camadas mais 
externas do átomo, quando da ocorrência de uma transição com raio X característico. 
Da mesma forma que os raios X característicos, os elétrons Auger são dependentes 
dos níveis de energia da eletrosfera e portanto seu espectro de distribuição em energia é 
discreto. Como sua energia de emissão é igual à energia do raio X característico, do qual 
é concorrente, menos a energia de ligação do nível do elétron emitido, seu valor é um 
pouco menor, ou seja, é também da ordem de alguns eV a dezenas de keV. Para nuclídeos 
com Z<80, a energia destes elétrons é em torno de 56 keV. 
 
Nota: A emissão de elétrons Auger permite observar, por outra via, a ocorrência do 
processo de captura eletrônica. 
 
1.7.3. Conversão interna 
 
O processo de conversão interna compete com a emissão de radiação gama e 
consiste na transferência da energia de excitação nuclear para elétrons das primeiras 
camadas (K e L), por meio da interação coulombiana, retirando-os dos orbitais. Estes 
elétrons são denominados de elétrons de conversão, são monoenergéticos e permitem 
identificar o elemento químico. Devido à vacância deixada pelo elétron, ocorrerá 
subsequentemente a emissão de raios X característico (ver Figura 1.24). Assim, no 
espectro de radiações observa-se a presença de picos de contagem correspondentes aos 
elétrons de conversão, raios X característicos e radiação gama. 
A energia dos elétrons emitidos pelo processo de conversão interna é igual à 
energia da radiação gama concorrente, menos a energia de ligação do elétron ao átomo. 
Varia, portanto, de dezenas de keV a alguns MeV. Seu espectro de distribuição de energia 
é discreto. 
 
Transição
Raio X
Característico
Núcleo EstávelNúcleo Excitado
Elétron de
Conversão
Elétron
 
 
Figura 1.23 - Representação do processo de conversão interna. 
 
34 
 
Na conversão interna, a energia e o momento angular da radiação gama prevista, 
são transferidos para um elétron orbital. A energia cinética do elétron expelido é igual à 
diferença de energia entre os estados inicial e final (Ei - Ef) menos a energia de ligação 
do elétron ao orbital, por exemplo, a camada K, ou seja, 
 
𝐸𝑒 = (𝐸𝑖 − 𝐸𝑓) − 𝐸𝐾 
 
Esta competição entre tipos de transição, pode ser expressa pela relação entre as 
probabilidades de transição por segundo de conversão interna (e) e emissão gama (), 
denominada de Coeficiente de Conversão Interna (), ou seja, 
 
𝛼 =
𝜆𝑒
𝜆𝛾
 
 
O elétron de conversão pode ser proveniente dos orbitais K, L, M, N, etc., sendo 
os da camada K os mais provavelmente emitidos devido à maior energia de ligação. 
Então, 
 
𝛼 = 𝛼𝐾 + 𝛼𝐿 + 𝛼𝑀 + ⋯ = 𝛼𝑇 = 𝑐𝑜𝑒𝑓. 𝑐𝑜𝑛𝑣𝑒𝑟𝑠ã𝑜 𝑖𝑛𝑡𝑒𝑟𝑛𝑎 𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 
 
O valor experimental da probabilidade de emissão gama, pode ser 
aproximadamente obtido do esquema de decaimento, usando a meia-vida do estado 
excitado, ou seja, 
 
𝜆𝛾 =
𝜆𝑛2
𝜏
 
 
A probabilidade de ocorrência de uma conversão interna, por exemplo na camada 
K, pode ser obtida por meio dos valores dos coeficientes de conversão interna 
correspondentes, isto é, 
 
𝜆𝑒𝐾 =
𝛼𝐾
1 + 𝛼
 
 
Da mesma forma, 
 
𝜆𝑒𝐿 =
𝛼𝐿1 + 𝛼𝐿2 + 𝛼𝐿3
1 + 𝛼
 
 
A probabilidade de conversão interna para elétrons da camada M é calculada de forma 
semelhante, ou então, utilizando a expressão, 
 
𝜆𝑒𝑀 =
𝛼 − (𝛼𝐾 − 𝛼𝐿)
1 + 𝛼
 
 
Finalmente, a probabilidade de transição total (s-1) do estado inicial para o final 
será dada por, 
 
𝜆 = 𝜆𝛾(1 + 𝛼) 
35 
 
Os valores dos coeficientes de conversão interna podem ser obtidos teoricamente 
ou em tabelas ou gráficos que fornecem valores em função de Z, E e tipo de transição 
gama (E1, M1, E2, M2, etc) (ver Table of Isotopes - Lederer e Hollander, ou Lederer e V. 
Shirley, apêndice 26). Também podem ser encontrados em tabelas que fornecem o 
esquema de decaimento, as probabilidades de transição gama e os valores dos diversos 
coeficientes para as várias camadas eletrônicas. 
 
 
1.8. RADIAÇÃO PRODUZIDA PELA INTERAÇÃO DE RADIAÇÃO COM A 
MATÉRIA 
 
Ao interagir com a matéria, a radiação incidente pode também transformar, total 
ou parcialmente, sua energia em outro tipo de radiação. Isso ocorre na geração dos raios 
X de freamento, na produção de pares e na radiação de aniquilação. 
 
1.8.1. Radiação de freamento (Bremsstrahlung) 
 
Quando partículas carregadas, principalmente elétrons, interagem com o campo 
elétrico de núcleos de número atômico elevado ou com a eletrosfera, elas reduzem a 
energia cinética, mudam de direção e emitem a diferença de energia sob a forma de ondas 
eletromagnéticas, denominadas de raios X de freamento ou bremsstrahlung. 
A energia dos raios X de freamento depende fundamentalmente da energia da 
partícula incidente. Os raios X gerados para uso médico e industrial não passam dos 500 
keV, embora possam ser obtidos em laboratório raios Xaté com centenas de MeV. Como 
o processo depende da energia e da intensidade de interação da partícula incidente com o 
núcleo e de seu ângulo de saída, a energia da radiação produzida pode variar de zero a 
um valor máximo, com espectro contínuo em energia. 
 
Nota: Na produção de raios X são produzidos também raios X característicos 
referentes ao material com o qual a radiação está interagindo (alvo ou 
anodo). Esses raios X característicos somam-se ao espectro de raios X de 
freamento e aparecem com picos destacados nesse espectro, conforme mostra 
a Figura 1.25 (espectro de raios X de freamento com raios X característicos). 
 
36 
 
Raio X
Característico
Energia Máxima
In
te
ns
id
ad
e 
da
 r
ad
ia
çã
o
 
 
Figura 1.24 - Espectro de raios X de freamento com raios X característicos 
para voltagem de pico de 60, 90 e 120 kV. 
 
 
1.8.2. Produção de pares 
 
Quando fótons de energia superior a 1,022 MeV passam perto de núcleos de 
elevado número atômico, ao interagir com o forte campo elétrico nuclear, a radiação 
desaparece e dá origem a um par elétron-pósitron (2mec
2 = 1,022 MeV), por meio da 
reação: 
 
cinéticaenergiaee   
 
A energia cinética do elétron e do próton criados é igual à energia do fóton 
incidente menos 1,022 MeV necessários para a criação das partículas. A distribuição 
dessa energia entre as duas partículas não tem predominância, variando de 20 a 80% da 
energia disponível. O espectro de distribuição de energia das partículas formadas é, 
portanto, contínuo, variando entre essas duas faixas. 
 
1.8.3. Radiação de aniquilação 
 
Quando um pósitron, após perder sua energia cinética, interage com um elétron, 
a matéria é toda transformada em energia, sendo emitidos dois fótons, em sentidos 
opostos, com energia de 0,511 MeV (2  0,511 MeV= 2mec2). Seu espectro de 
distribuição de energia é, portanto, discreto. 
 
)511,0(2 MeVee   
 
Essa radiação é também denominada de radiação gama, embora não seja de 
origem nuclear. 
 
37 
 
Tabela 1.6 - Características das radiações em função de sua origem. 
 
TIPO DESIGNAÇÃO EVENTO GERADOR 
ENERGIA 
Valores Distribuição 
Fóton Raios X 
característicos 
Desexcitação da eletrosfera, alterada por 
captura eletrônica 
eV a 
dezenas de 
keV 
Discreta 
Desexcitação da eletrosfera, alterada por 
interação com partículas carregadas externas 
Desexcitação da eletrosfera, alterada por 
conversão interna 
Desexcitação da eletrosfera, alterada por 
interação com fótons externos 
Raios X de 
freamento 
Interação de elétron externo com campo 
elétromagnético nuclear ou eletrônico 
eV a 
centenas de 
MeV 
Contínua 
Raios gama Desexcitação nuclear keV a MeV Discreta 
Aniquilação de pósitron em interação com 
elétron 
0,511 MeV Discreta 
Elétron Foto-elétron Elétron arrancado da camada eletrônica por 
interação com fóton, com transmissão total de 
energia 
eV a MeV Discreta 
(hv - B) 
Elétron-Compton Elétron arrancado da camada eletrônica por 
interação com fóton, com transmissão parcial 
de energia 
keV a MeV Contínua 
Radiação β - Decaimento em núcleo instável por excesso de 
nêutrons. 
keV a MeV Contínua 
 
Elétron de 
conversão 
Transmissão de energia de excitação nuclear 
diretamente para a camada eletrônica; concorre 
com emissão gama. 
Dezenas de 
keV a MeV 
Discreta 
(Eγ - B) 
Elétron Auger Desexcitação da eletrosfera por transmissão de 
energia a elétrons mais externos (menos 
ligados); concorre com raios X característicos. 
eV a dezenas 
de keV 
Discreta 
Raios δ Elétrons arrancados da eletrosfera de átomos 
por interação com partículas carregadas com os 
átomos. 
eV a MeV Contínua 
Elétron de 
formação de par 
Transformação de energia em matéria por 
interação de um fóton de alta energia (> 1,022 
MeV) com o campo eletromagnético do núcleo. 
eV a MeV Contínua 
Pósitron Radiação β+ Decaimento em núcleo instável por excesso de 
prótons 
eV a MeV Contínua 
Pósitron de 
formação de par 
Transformação de energia em matéria por 
interação de um fóton de alta energia (> 1,022 
MeV) com o campo eletromagnético do núcleo 
eV a MeV Contínua 
Partícula α Radiação α Decaimento em núcleos pesados instáveis MeV Discreta 
Nêutrons Nêutrons Fissão espontânea MeV (pode 
ser moderado 
a eV) 
Contínua 
Reações nucleares 
 
38 
 
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS 
 
 
IUPAC 2-10, Pure Appl. Chem., v. 83, pp. 359-396, 2011. 
http://www.chem.qmvl.ac.uk/iupac 
 
C. Michael Lederer, J.M. Hollander, I. Perlman, Table of Isotopes, Sixth Ed. John Wiley 
& Sons, Inc., 1978. 
 
K.C. Chung, Introdução à Física Nuclear, Ed. UERJ, Rio de Janeiro, RJ, 2001. 
 
R.D. Evans, The Atomic Nucleus, Mc Graw Hill, 1955. 
 
K. Siegbahn, Alpha, Beta and Gamma-Ray Spectroscopy, North Holland, 1974. 
 
E. de Almeida e L. Tauhata, Física Nuclear, Editora Guanabara Dois, Rio de Janeiro, RJ, 
1981. 
 
A. Messiah, Quantum Mechanics, Vol.2 - North Holland, 1974. 
 
J.M. Eisenberg e W. Greiner, Nuclear Models, Vol. 1 de Nuclear Theory, North Holland 
Publishing Company, Amsterdam-London, 1970. 
 
M.M. Bé, V.P. Chechev, Nuclear Intr. Meth., A, 728, p. 157-1712, 2013. 
 
39 
 
CAPÍTULO 2 
 
 
FONTES NATURAIS E ARTIFICIAIS DE RADIAÇÃO IONIZANTE 
 
 
2.1. FONTES NATURAIS 
 
2.1.1. Origem dos elementos químicos 
 
As teorias sobre a origem dos elementos químicos no Universo e na Terra indicam 
as estrelas como os locais onde se desenvolveram e desenvolvem os processos de síntese. 
As estrelas, compostas inicialmente de hidrogênio, nos diversos estágios de sua evolução, 
conseguem formar muitos elementos químicos por meio de reações nucleares de fusão, 
induzidas por temperaturas na faixa de 107 a 1010 K provocadas por contrações 
gravitacionais de suas massas e pela energia liberada nas reações. O conteúdo e a massa 
da estrela estabelecem o caminho de sua evolução. A produção em larga escala de 
elementos químicos ocorre na fase de explosão de supernova, que algumas estrelas 
atingem, se suas massas forem 4 a 8 vezes maiores que a massa do Sol. Neste evento 
catastrófico, de duração média de 2 segundos, é sintetizada a maioria dos núcleos 
conhecidos. 
Os núcleos sintetizados são dispersos no espaço sideral, após a explosão, e acabam 
se incorporando ou depositando em planetas, asteroides, protoestrelas e estrelas, por 
atração gravitacional. A abundância cósmica destes elementos difere bastante da 
abundância deles na crosta de um planeta, pois muitos elementos não conseguem ser 
retidos pelo seu campo gravitacional. Por exemplo, no caso da Terra, a força da gravidade 
não consegue superar o movimento de expansão dos elementos gasosos de pequena massa 
atômica, provocado pela temperatura. 
A abundância relativa dos elementos químicos no sistema solar e na crosta 
terrestre constitui constante tema de pesquisa da astrofísica e geoquímica. Com base na 
concentração de elementos nos condritos carbonáceos e nas estrelas novas, pode-se inferir 
a abundância relativa no sistema solar. Para a crosta terrestre as estimativas foram 
baseadas na concentração dos elementos nos meteoritos e em sequências teóricas de 
condensação de gases nebulosos. Devido ao uso de métodos de medição indireta, tais 
estimativas contêm muitas incertezas em seus valores. 
A Figura 2.1 mostra os valores médios das concentrações dos elementos químicos 
componentes da crosta terrestre em função do número atômico Z. Observando os valores 
das concentrações percebe-se que eles apresentam uma correlação direta com ovalor da 
energia de ligação dos nucleons. As espécies mais abundantes são as que apresentam 
camadas fechadas de número de prótons Z e de nêutrons N. 
Observando os valores das concentrações dos elementos mais abundantes na 
crosta terrestre, é fácil entender porque as composições químicas do homem, dos animais 
e vegetais apresentam uma correlação direta entre si e com a crosta. Isto fica muito 
evidente, quando se observa os processos de reprodução e crescimento destes indivíduos, 
uma vez que tais organismos necessitam captar os elementos químicos necessários para 
sua composição nas imediações de seu sítio de vida e pela respectiva cadeia alimentar. 
 
 
 
 
40 
 
 
 
Figura 2.1 - Concentração média dos elementos químicos componentes da 
crosta terrestre. 
 
 
2.1.2. Composição química do homem referência 
 
Em muitos estudos associados à proteção radiológica, é preciso conhecer a 
composição química do corpo humano, devido ao fato das interações das radiações 
ionizantes com tecidos e órgãos ocorrerem, de fato, com os seus átomos componentes. 
Por isso é necessário escolher um “homem referência” para evitar escolhas arbitrárias de 
sua composição. Na Tabela 2.1 é apresentada a composição do Homem Referência em 
termos de massa e percentual de cada elemento químico. Nela se observa a predominância 
dos elementos mais abundantes na crosta terrestre e que possuem número atômico Z 
pequeno. 
Em estudos envolvendo simulações, por métodos computacionais, da interação da 
radiação com o organismo humano, utiliza-se uma composição simplificada do corpo ou 
do tecido humano, conforme os seus objetivos. Por exemplo, para estimativas de dose em 
pacientes submetidos à radioterapia, a água apresenta resultados de interação com a 
radiação gama e X muito semelhantes aos obtidos com o tecido humano. Assim, para 
cada tipo de estudo, pode haver um material tecido equivalente. A Tabela 2.2 mostra 
alguns exemplos. 
 
41 
 
Tabela 2.1 - Composição química do Homem Referência, que possui massa 
total de 70 kg e densidade de 1,025 g.cm-3. 
 
ELEMENTO 
QUÍMICO 
QUANTIDADE 
(g) 
PERCENTUAL EM 
MASSA 
01. Oxigênio 
02. Carbono 
03. Hidrogênio 
04. Nitrogênio 
05. Cálcio 
06. Fósforo 
07. Enxofre 
08. Potássio 
09. Sódio 
10. Cloro 
11. Magnésio 
12. Silício 
13. Ferro 
14. Flúor 
15. Zinco 
16. Rubídio 
17. Estrôncio 
18. Bromo 
19. Chumbo 
20. Cobre 
21. Alumínio 
22. Cádmio 
23. Boro 
24. Bário 
25. Prata 
26. Manganês 
27. Iodo 
28. Níquel 
29. Ouro 
30. Molibdênio 
31. Cromo 
32. Césio, Cobalto, 
Urânio, Berílio, 
Rádio 
 
 43.000 
 16.000 
 7.000 
 1.800 
 1.000 
 780 
 140 
 140 
 100 
 95 
 19 
 18 
 4,2 
 2,6 
 2,3 
 0,32 
 0,32 
 0,20 
 0,12 
 0,072 
 0,061 
 0,050 
 0,048 
 0,022 
 0,017 
 0,012 
 0,013 
 0,010 
 0,010 
 0,0093 
 0,0018 
 0,0015 
 < 0,0015 
 61 
 23 
 10 
 2,6 
 1,4 
 1,1 
 0,20 
 0,20 
 0,14 
 0,12 
 0,027 
 0,026 
 0,006 
 0,0037 
 0,0033 
 0,00046 
 0,00046 
 0,00029 
 0,00017 
 0,00010 
 0,00009 
 0,00007 
 0,00007 
 0,00003 
 0,00002 
 0,00002 
 0,00002 
 0,00001 
 0,00001 
 0,00001 
 0,000003 
 0,000002 
 < 0,000002 
 
 
42 
 
Tabela 2.2 - Composição química de materiais tecido-equivalentes e do 
músculo utilizada em proteção radiológica, para cálculos por simulação, 
utilizando Métodos de Monte Carlo, e para teste de equipamentos de 
medição. 
 
ELEMENTO 
QUÍMICO 
MÚSCULO 
(ICRP 1962) 
(%) 
TECIDO 
EQUIVALENTE 
(DOSE EXTERNA) 
(%) 
TECIDO 
EQUIVALENTE 
(DOSE INTERNA) 
(%) 
Hidrogênio 
Carbono 
Nitrogênio 
Oxigênio 
Sódio 
Magnésio 
Fósforo 
Enxofre 
Cloro 
Potássio 
Cálcio 
 10,2 
 12,3 
 3,5 
 72,9 
 0,08 
 0,02 
 0,2 
 0,5 
 - 
 0,3 
 0,007 
 10 
 14,9 
 3,49 
 71,4 
 0,15 
 - 
 - 
 - 
 0,1 
 - 
 - 
 10 
 18 
 3 
 65 
 0,15 
 0,05 
 1 
 0,25 
 0,15 
 0,20 
 1 
 
 
2.1.3. Os elementos radioativos naturais 
 
Devido ao processo de captura rápida de nêutrons durante o processo de 
explosão da supernova, a maioria dos núcleos dos elementos químicos sintetizados são 
instáveis. Num intervalo pequeno de tempo muitos deles se tornam estáveis ao emitir 
radiações, por terem a meia-vida muito pequena. Os nuclídeos de meia-vida longa podem 
compor, juntamente com os estáveis, os objetos cósmicos e a crosta terrestre, por 
mecanismo de acumulação gradual. O 40K, o 238U e 232Th contribuem, juntamente com os 
radionuclídeos originados pelo seus decaimentos (ver Famílias Radioativas) e os 
cosmogênicos, para a radioatividade natural da crosta terrestre. 
 
 O urânio consiste de 2 isótopos: 99,28% de 238U e 0,7% de 235U. A meia-vida do 
238U é de 4,67.109 anos e a do 235U de 7.1.108 anos. Existem estudos mostrando que, há 
cerca de 5 bilhões de anos, as quantidades de 238U e 235U deveriam ter sido iguais, 
indicando que esses elementos foram formados entre 4 e 6.109 anos, que é a idade 
estimada de formação dos elementos na Terra e do sistema solar. 
 
2.1.4. As famílias radioativas 
 
Na busca incessante do equilíbrio nuclear, o 238U emite radiações alfa e se 
transforma no 234Th que, sendo radioativo, emite radiações beta formando um novo 
elemento radioativo o 234Pa, que decai no 234U. Este processo continua por várias etapas, 
cujo núcleo formado é melhor organizado que o anterior mas possui imperfeições que 
necessitam ser corrigidas por emissão de radiação. Isto forma uma família ou série de 
elementos radioativos, a partir do núcleo-pai 238U, terminando no isótopo 206Pb, estável. 
Isto ocorre também com o 232Th, que termina no 208Pb, conforme mostram as Figuras 2.2. 
e 2.3. 
 
43 
 
 
Radionuclídeos de meia-vida curta
Radionuclídeos de meia-vida longa
estável 
 
 
Figura 2.2 - Série radioativa do 232Th. 
 
 
 
 
Radionuclídeos de meia-vida curta
Radionuclídeos de meia-vida longa 8,15 min
 
 
 
 
Figura 2.3 - Série radioativa parcial do 238U. 
 
44 
 
2.1.5. O radônio e o torônio 
 
Dentro dos radionuclídeos descendentes do 238U destaca-se o 226Ra, que possui 
meia-vida de 1.600 anos, e que, por emissão alfa forma o 222Rn, o radônio, de meia-vida 
de 3,82 dias. Seus descendentes são o 218 Po (Ra A), 214 Pb (Ra B), 214Bi (Ra C) e 214Po, 
todos com meias-vidas muito curtas. Na série do 232Th ocorre um processo semelhante, 
com o 220Rn, também chamado de torônio, de meia-vida de 55 segundos e seus 
descendentes, 216 Po, 212Pb, 212 Bi, 208Tl e 212Po. 
Como a maioria das rochas, solos, sedimentos e minérios contêm concentrações 
significativas de urânio e tório, como consequência dos decaimentos, estes materiais 
contêm também os radionuclídeos pertencentes às famílias radioativas. Como o radônio 
e o torônio são gasosos, nos ambientes construídos por materiais como, cerâmica, 
revestimento de pedra, granito, argamassa, concreto, gesso, etc., vai ocorrer o fenômeno 
da emanação destes gases radioativos. Como eles possuem um peso atômico elevado, sua 
concentração é maior em níveis próximos do solo, devido à decantação gravitacional. 
Assim, juntamente com os gases componentes do ar, o homem e os animais respiram 
gases e aerossóis radioativos. 
Devido às meias-vidas curtas dos radionuclídeos descendentes do radônio e do 
torônio, compatíveis com o tempo de metabolismo, a maioria dos radionuclídeos 
incorporados por inalação ou ingestãodecai no interior de seus organismos, irradiando 
os seus órgãos e tecidos. 
Na comparação dos dados publicados de 1982 e 2008 pela UNSCEAR, mostrados 
na Figura 2.4, percebe-se a evolução da Proteção Radiológica. As exposições mundiais 
do homem devido à radiação natural em 1982 contribuíam, em termos relativos, com 
67,6% e, em 2008, com 79,68%. As exposições médicas contribuíam com 30,7% e 
passaram para 19,92%. Da mesma forma as exposições ocupacionais de 0,45% para 
0,01%. O ciclo do combustível nuclear que contribuíam com 0,15% passaram para 
0,17%. 
 
 
 
Figura 2.4 - Exposição do homem à radiação ionizante. 
 
Na Figura 2.5 tem-se a variação da concentração do radônio e torônio com a altura 
em relação ao solo e nas Figuras 2.6 e 2.7, as variações da concentração durante o dia e 
durante o ano. 
 
45 
 
 
 
Figura 2.5 - Variação da concentração do torônio e do radônio com a altura 
em relação ao solo. 
 
 
 
2
4
6
8
10
12
 
 
Figura 2.6 - Variação da concentração de radônio e torônio durante o dia. 
46 
 
 
Figura 2.7 - Variação da concentração de radônio e torônio durante o ano. 
 
Os valores da concentração de 222Rn dependem da época do ano, do local e do 
ambiente em que são determinados. Por exemplo, nas medições realizadas no Rio de 
Janeiro, em 1997, por Maísa Magalhães do IRD, observou-se que, no inverno, os valores 
são 10 a 20 vezes maiores que os observados durante o verão e que, os valores são mais 
significativos no ambiente externo. No verão, ocorre o contrário. O ambiente interno 
apresentou maiores concentrações que no externo, conforme pode ser observado nas 
figuras 2.8 e 2.9. 
 
 
 
Figura 2.8 - Concentração de 222Rn no Rio de Janeiro, no verão de 1997. 
47 
 
 
 
 
Figura 2.9 - Concentração de 222Rn no Rio de Janeiro, no inverno de 1997. 
 
2.1.6. A radiação cósmica 
 
Raios cósmicos são partículas altamente energéticas, principalmente prótons, 
elétrons, nêutrons, mésons, neutrinos, núcleos leves e radiação gama, provenientes do 
espaço sideral. A energia destas radiações é muito alta, da ordem de centenas de MeV a 
GeV. Muitas são freadas pela atmosfera terrestre ou desviadas pelo cinturão magnético 
de Van Allen. Os raios detectados na superfície são, na maioria, partículas secundárias, 
criadas nas colisões com os núcleos da camada atmosférica. Além de interagir com os 
raios cósmicos, a atmosfera terrestre exerce um papel de blindagem para os habitantes, 
atenuando e absorvendo bastante as radiações. A quantidade de radiação aumenta com a 
altitude e latitude, ou seja, as pessoas que habitam as montanhas recebem mais radiação 
que as que vivem ao nível do mar, os habitantes das regiões próximas aos pólos são mais 
expostos que os da região equatorial. Alguns raios cósmicos se originam de distúrbios 
solares e são mais abundantes nos anos de alta atividade solar, que ocorre a cada 11 anos. 
Um dos resultados do bombardeio constante da atmosfera superior pelos raios 
cósmicos, principalmente nêutrons, é a produção dos denominados radionuclídeos 
cosmogênicos: 3H, 7Be, 14C, 22Na e 85Kr. Como quase todos os organismos vivos têm 
grande quantidade de carbono e hidrogênio, um pequeno percentual é radioativo. 
 
 
2.2. FONTES ARTIFICIAIS 
 
As fontes artificiais de radiação mais importantes são os dispositivos de 
diagnóstico e terapia utilizados na área médica, os aparelhos de controle, medidores e 
radiografia usados na indústria e comércio, as instalações do ciclo do combustível nuclear 
e as máquinas utilizadas na pesquisa científica. 
No Brasil, nas instalações industriais destacam-se os seis irradiadores de grande 
porte, sendo que cinco são destinados para esterilização e um para irradiação de 
componentes para ração animal e de cosméticos. 
Ressalta-se também o avanço na área de perfilagem de poços de petróleo onde já 
constam 21 instalações distribuídas em diferentes regiões do País. 
48 
 
Na área médica são 595 instalações sendo 225 de radioterapia e 370 de medicina 
nuclear. Nos serviços de radioterapia estão instalados 260 aceleradores lineares, 78 
equipamentos de braquiterapia de alta taxa de dose e 57 equipamentos de cobalto. Nos 
serviços de medicina nuclear além das fontes como 131I, 99mTc, 67Ga, 201Tl, 153Sm, 92 
serviços do país já contam com equipamentos de tomografia por emissão de pósitrons 
(PET/CT) que utilizam o 18F associado à uma molécula de glicose (2[18F] fluoro-2-deoxi-
D-glicose) para o diagnóstico ou mapeamento de tumores. Atualmente o 18F é produzido 
em 13 cíclotrons instalados em diversas cidades brasileiras. 
 
2.2.1. Tipos de geradores de radiação 
 
Dentre os mais importantes tipos de geradores de radiação ionizante destacam-se 
os tubos de raios X, os aceleradores de partícula, os irradiadores com radioisótopos e as 
fontes de nêutrons. Os dois primeiros dispositivos utilizam a eletricidade como fonte de 
energia para acelerar partículas e gerar radiação. Os irradiadores utilizam radioisótopos 
como fonte de radiação, acoplados a um sistema blindado de exposição e guarda da fonte. 
As fontes de nêutrons utilizam reações nucleares produzidas por partículas alfa emitidas 
por um material radioativo num determinado alvo. 
 
2.2.2. Tubos de raios X 
 
Quando elétrons, acelerados por um campo elétrico intenso, colidem com um alvo 
metálico, eles reduzem sua energia cinética, mudam de direção e, alguns deles, emitem a 
diferença de energia sob a forma de ondas eletromagnéticas, os raios X. Os elétrons 
sofrem espalhamento e redução da velocidade devido à atração da carga do núcleo e à 
repulsão dos elétrons dos átomos do material alvo. Por isso, esse tipo de radiação é 
também denominado de radiação de freamento (bremsstrahlung). 
Num tubo de raios X, o feixe de elétrons é gerado por emissão termoiônica num 
filamento aquecido. O campo elétrico é obtido aplicando-se uma alta voltagem entre os 
terminais do tubo de raios X, onde o alvo metálico, anodo, é polarizado positivamente e 
o filamento, catodo, negativamente. A emissão de raios X só ocorre, obviamente, quando 
estiver ligada a alta tensão. Quanto maior a tensão aplicada ao tubo, maior será a energia 
dos raios X gerados e maior também o seu poder de penetração. Aumentando-se a 
corrente, aumenta-se a intensidade do feixe. A Figura 2.10 mostra o esquema básico de 
uma máquina de raios X. 
 
Ampola de Vidro
Alta Tensão
Anodo
Alvo de Tungstênio
Feixe de Raios X
Janela
Copo focalizador
Catodo
Feixe de Elétrons
Filamento
 
 
Figura 2.10 - Esquema de uma máquina geradora de raios X. 
49 
 
Os tubos de raios X, embora funcionem com o mesmo princípio físico, sofrem 
variações no formato, tipo de alvo do anodo, faixa da tensão (kV) e corrente aplicadas e 
sistema de refrigeração. As máquinas utilizadas para radiologia oral apresentam a tensão 
na faixa de 60 a 80 kV; para mamografia entre 30 e 40 kV; para radiodiagnóstico, de 100 
kV a 150 kV e as utilizadas em radiografia industrial, de 150 a 500 kV. Os alvos são 
constituídos por tungstênio ou molibdênio. 
 
2.2.3. Aceleradores de partícula 
 
Existem diversos dispositivos que permitem a geração de feixes intensos de 
partículas com energia variável, utilizando processos de aceleração baseados em campos 
elétricos, campos magnéticos e ondas eletromagnéticas. Dentre estes dispositivos, os 
mais difundidos são os aceleradores de elétrons, os aceleradores Van der Graaf e os 
cíclotrons. 
 
2.2.4. Aceleradores de elétrons 
 
Os aceleradores de elétrons são utilizados nos hospitais, nas indústrias e nos 
institutos de pesquisa. São muito versáteis, pois, a partir do feixede elétrons pode-se 
produzir feixes de radiação de freamento (radiação eletromagnética de alta energia e 
espectro contínuo), ou feixe de nêutrons, utilizando reações nucleares, para certas faixas 
de energia. 
Os elétrons, gerados por emissão termoiônica nos filamentos aquecidos, são 
injetados num tubo e carregados por uma onda portadora estacionária, por várias secções 
da máquina, até atingir a energia desejada, num mecanismo de transporte semelhante ao 
surf. A onda portadora é gerada por válvulas tipo Klystron, de microondas, e introduzida 
na máquina por meio de guias de onda. O feixe é colimado por bobinas. As Figuras 2.11a 
e 2.11b mostram o esquema de funcionamento e a visão de um acelerador linear de 
elétrons utilizado em terapia de câncer em hospitais. 
 
Cabeçote Eixo central do feixe
Filamento
Grade Anodo
Circulador
F onte de m ic ro ondas
(Klystron ou magnetron)
Sistema
 de refrigeração
Sistema de 
pressurização
Carga
Modulador
de pulso
Bobina focalizadora
Bo ina defletorab Bobina defletora
Bomba de vácuo
Guia de onda
Feixe pulsado de elétrons
Magneto quadripolar
Seletor de energia
Janela de saída
Colimador primário
Filtro achatador
Colimador superior
Colimador inferior
Eixo de rotação da mesa
Alvo
Unidade
de controle
Fonte de alimentação
Canhão
de eletrons
Bobina
defletoraBobinadefletora
Janela
de cerâmica
Janela
de cerâmica
Mesa 
de tratamento
Câmara de 
ionização dual
Colimador multifolhas 
(Opcional)
Sistema de 
transporte do feixe
 
 
Figura 2.11a - Esquema de um acelerador linear de elétrons. 
50 
 
 
Figura 2.11b - Acelerador de elétrons usado em terapia de câncer em 
hospitais. 
 
2.2.5. Acelerador Van de Graaf 
 
O princípio de operação é a aceleração de partículas carregadas por campos 
eletrostáticos de alta voltagem. Basicamente é constituído de 3 partes principais: um 
tanque pressurizado, o gerador (rotor, fontes de alimentação, correia móvel, eletrodo de 
alta tensão, etc.) e o acelerador propriamente dito, isto é, a fonte de íons e o tubo de 
aceleração. Na Figura 2.12 é apresentado um esquema deste tipo de máquina, que pode 
acelerar desde partículas leves, como elétrons, até partículas alfa e íons pesados. 
A diferença de potencial é gerada por cargas acumuladas num terminal de alta 
tensão de formato cilíndrico ou hemisférico. As cargas são induzidas por descarga 
corona, transportadas e coletadas no terminal de alta tensão por uma correia e escova 
metálica. Os íons positivos produzidos no terminal de alta tensão são acelerados até o 
potencial zero (terra). A diferença de potencial pode atingir 8 MV. 
As máquinas com dois estágios de aceleração, onde íons pesados negativos são 
produzidos ao potencial terra e posteriormente acelerados pelo terminal positivo, são 
denominadas aceleradores tipo Tandem. Nelas um íon de 16O pode ser acelerado até 6 
MeV no primeiro estágio e atingir a energia final de 54 MeV, no segundo estágio. 
 
 
51 
 
 
 
Figura 2.12 - Esquema de um acelerador eletrostático do tipo Van de Graaff: 
(1) Fonte de tensão contínua; (2) Fita de isolamento; (3) Terminal de alta 
voltagem; (4) Tanque pressurizado com gás isolante; (5) Fonte de íons; (6) 
Tubo de aceleração e anéis de equalização do campo; (7) Feixe de íons 
acelerados; (8) Bomba de vácuo; (9) Magneto para reflexão e análise do 
feixe; (10) Sistema de dispersão do feixe conforme a energia; (11) 
Amplificador de sinal; (12) Pontos de efeito corona. 
 
2.2.6. Cíclotrons 
 
2.2.6.1.Cíclotrons para produção de radioisótopos para medicina 
 
Os cíclotrons ganharam grande importância nos últimos anos pela sua capacidade 
de produção de radionuclídeos de meia-vida curta, de uso crescente na medicina nuclear 
diagnóstica, principalmente nos dispositivos de tomografia por emissão de pósitrons. 
(PET). A diminuição de custo e de instalação desses equipamentos pelo uso de materiais 
supercondutores e de geradores de campo magnético de grande intensidade, permitiu sua 
rápida difusão para colocação em hospitais e centros médicos. 
São dispositivos que aceleram partículas carregadas, utilizando a diferença de 
potencial elétrico, associada a campos magnéticos para defletir o feixe. É constituído de 
duas partes em forma de D separadas por um intervalo, conforme mostra a Figura 2.13. 
O feixe de partículas é injetado no centro da máquina e é acelerado eletricamente 
por uma voltagem alternada, quando atravessa o intervalo entre os D. Sob a ação de um 
campo magnético, sincronizado, o feixe é defletido até cruzar e ser novamente acelerado 
no intervalo do outro lado do D. À medida que a velocidade da partícula vai crescendo, 
o raio do feixe vai aumentando, numa trajetória em espiral, até que atinja a energia final 
e, então, um extrator, desloca o feixe na direção do alvo a ser bombardeado. A condição 
para o bom funcionamento destas máquinas é o sincronismo entre a velocidade da 
partícula e os campos de aceleração e deflexão. Todas as regiões, no interior da máquina, 
de percurso e aceleração do feixe, devem ser providas de alto vácuo para não perturbá-lo. 
52 
 
As energias obtidas chegam a 15 MeV para prótons, 25 MeV para dêuterons e 50 MeV 
para partículas alfa. 
 
 
 
 
Figura 2.13 - Esquema de um cíclotron e equipamento instalado no Instituto 
de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN - utilizado para a produção de 
radioisótopos. 
 
2.2.6.2 O acelerador do Laboratório Nacional de Luz Sincrotron 
 
Fazendo a frequência da voltagem aplicada modular periodicamente com o 
tempo, obtém-se outro tipo de máquina denominada de sincrociclotron ou sincrotron. 
Com isto podem ser produzidos feixes de prótons com energia muito alta, como por 
exemplo, 730 MeV na Califórnia (U.S.A.), 680 MeV em Dubna (Rússia), 600 MeV em 
Genebra (Suiça), etc. Com o acoplamento de máquinas aceleradoras, pode-se chegar a 
energias incríveis, como por exemplo, 10 GeV no synchrophasotron do Instituto de 
Pesquisas Nucleares de Dubna (Rússia) e 12,5 GeV na máquina do Laboratório Nacional 
de Argonne (USA). 
53 
 
Em Campinas, estado de São Paulo, está instalado o Laboratório Nacional de Luz 
Sincrotron (LNLS) que utiliza um sincrotron para acelerar elétrons que vão gerar feixes 
de fótons de alta energia e diferentes comprimentos de onda. O sincrotron existente 
acelera elétrons com energia de até 1,37 GeV que vão gerar os feixes de fótons utilizados 
em diversos ramos de pesquisa e estudo de materiais como estruturas moleculares, 
cristalografia e em desenvolvimentos de materiais para a indústria. 
Está prevista a construção de um novo sincrotron no mesmo local, com energia 
de até 3 GeV. O novo projeto denomina-se Sirius. 
 
2.2.6.3 O Grande Colisor de Hadrons (Large Hadron Collider) - LHC 
Acelerando feixes de partículas e jogando um contra outro, obtêm-se os 
denominados “anéis de colisão”, cuja energia de interação, para elétrons e pósitrons, 
atinge a 60.000 GeV no laboratório. 
O Grande Colisor de Hadrons (Large Hadron Collider) - LHC - do CERN foi 
construído num túnel a 100 metros de profundidade, com 27 quilômetros de 
circunferência e 8,6 km de diâmetro. 
Ele acelera prótons a uma energia de 7 TeV, com uma energia total de colisão no 
centro de massa de 14 TeV. (1 TeV = 1012 eV). 
Uma de suas pesquisas recentes foi a busca da detecção do Bóson de Higgs, 
partícula subatômica que seria responsável por expressar a energia do Universo no 
formato de massa. Por esta propriedade ele foi apelidada de partícula de Deus. A sua 
massa prevista está entre 115 e 127 GeV (1 GeV = 109 eV). 
 
 
 
Figura 2.14 - Esquema do Grande Colisor de Hadrons(Large Hadron 
Collider) - LHC - e vista interna com um segmento do tubo de aceleração de 
3 m de diâmetro. Quatro grandes experimentos são realizados nos Pontos: 
ALICE, ATLAS, CMS e LHCb. 
 
O processo de aceleração dos prótons segue a sequência. Os átomos de hidrogênio 
são obtidos de uma garrafa de hidrogênio e os prótons são obtidos com a retirada dos 
elétrons dos átomos. 
Os prótons saem do acelerador linear LINAC 2 no injetor da Proton Synchrotron 
(PS Booster, PSB) com uma energia de 50 MeV, que os acelera até 1,4 GeV. 
O feixe é injetado no Proton Synchrotron (PS), onde sua energia chega a 25 GeV 
e a seguir enviado para o Super Proton Synchrotron (SPS), onde é acelerado a 450 GeV. 
Finalmente, ele é transferido para o LHC com um tempo de carregamento de 4 
min 20 s por anel, onde os prótons são acelerados por 20 minutos para atingir a energia 
54 
 
nominal de 7 TeV. A seguir um feixe é jogado contra o outro (acelerado em sentido 
contrário) produzindo uma energia de colisão de 14 TeV. 
 
 
 
Figura 2.15 - Colisão dos feixes de prótons para a possível produção do 
Boson de Higgs. 
 
2.2.7. Fontes de nêutrons 
 
Utilizando o bombardeio do berílio com partículas alfa provenientes de um 
radionuclídeo com ele misturado, gera-se feixe de nêutrons de alto fluxo, a partir das 
reações nucleares nele produzidas. 
As fontes mais utilizadas são de: Am-Be, Po-Be, Ra-Be, Pu-Be, capazes de gerar 
fluxos de mais de um milhão de nêutrons por cm2, por segundo. São dispositivos selados 
e de pequeno volume, mas devido à capacidade de penetração e interação em vários 
materiais e no corpo humano, eles devem ser devidamente blindados com material de 
pequeno número atômico. A reação nuclear é do tipo: 9Be (α,n) 12C. 
A Figura 2.16 mostra, simplificadamente, a estrutura de uma fonte de nêutrons 
utilizada em medidores nucleares. 
 
 
 
 
Figura 2.16 - Esquema de uma fonte de nêutrons de Pu-Be de um medidor 
de nível. 
 
 
55 
 
2.2.8. Irradiadores com radioisótopos 
 
A obtenção de feixes de radiação a partir de radioisótopos permite a construção 
de muitos aparelhos usados na medicina, indústria e pesquisa. Conforme a finalidade, o 
tipo de radiação e intensidade do feixe, a máquina dispõe de blindagem, colimadores, 
sistemas de segurança ou mobilidade apropriados. 
Os dispositivos mais utilizados na medicina são as bombas de cobalto-60 para 
teleterapia, as fontes de radiação gama para braquiterapia e os aplicadores oftalmológicos 
e dermatológicos com emissores beta. 
 
2.2.8.1. Bomba de Cobalto 
 
A bomba de cobalto é constituída por um cabeçote contendo uma fonte selada de 
60Co, com atividade de até 296 TBq (8000 Ci), no interior de uma blindagem de chumbo 
ou urânio exaurido, encapsulada por aço. No cabeçote, existe uma janela de saída do 
feixe gama, com colimadores apropriados para estabelecer o tamanho de campo e um 
sistema de abertura e fechamento que pode ser acionado por um sistema pneumático ou 
elétrico. Em alguns modelos, conforme mostra a Figura 2.17, a fonte é deslocada de sua 
posição de guarda, dentro da blindagem, para a posição de irradiação. Nesse modelo, 
existe uma barra metálica indicadora da posição da fonte, se exposta ou recolhida. 
Para a exposição do paciente durante um intervalo de tempo, o operador fixa, por 
meio de um sistema de colimação da própria máquina, o tamanho e o formato do campo 
de irradiação em conformidade com o procedimento terapêutico prescrito. 
 
 
 
Figura 2.17 - Corte de um cabeçote de uma bomba de 60Co modelo Theratron 
780 usado em radioterapia. 
 
2.2.8.2. Fontes para braquiterapia 
 
As fontes utilizadas em braquiterapia são seladas, e têm isótopos emissores gama 
ou beta encapsulados no formato adequado com sua aplicação. Podem ser aplicadas 
superficialmente, intracavitariamente para exposição localizada ou intersticialmente em 
certas regiões do corpo. A atividade varia de 37 MBq a 370 GBq (1 mCi a 10 Ci). Os 
isótopos mais utilizados são 137Cs, 60Co, 90Sr e 192Ir. 
 
 
 
56 
 
2.2.8.3. Irradiadores para gamagrafia 
 
Os isótopos 192Ir, 60Co, 75Se e 137Cs são utilizados na área de gamagrafia 
industrial, sendo que os irradiadores com 192Ir, do tipo portátil, constituem a maioria 
deles. 
Os irradiadores são classificados em duas categorias: 
 
a) Categoria I: irradiador direcional, onde a fonte não é removida da blindagem 
durante a exposição. A irradiação é feita abrindo-se um obturador ou movendo-se 
a fonte dentro do próprio irradiador; 
b) Categoria II: irradiador panorâmico, onde a fonte é removida de sua blindagem, 
por meio de um tubo guia, até a posição de irradiação. 
 
Quanto às suas características físicas de transporte e mobilidade eles são 
classificados em: 
 
 Classe P: portáteis, não excedendo a 50 kg; 
 Classe M: móveis, mas não portáteis; podem ser deslocados de um lugar para 
outro por meio de dispositivos próprios; 
 Classe F: fixos ou com mobilidade restrita dentro de uma área controlada. 
 
Os irradiadores móveis, da categoria II, são constituídos de um conjunto de discos 
metálicos de 192Ir, encapsulados em aço inox e soldado a um porta-fonte flexível, 
denominado de “rabicho”. Ele é conectado a um cabo de aço que o desloca dentro de um 
tubo-guia, durante as operações de exposição e recolhimento, na realização de uma 
radiografia. 
A atividade da fonte vai de 0,74 a 1,85 TBq (20 a 50 Ci), podendo comportar até 
3,7 TBq (100 Ci). A fonte é guardada e transportada dentro de uma blindagem 
constituída de urânio exaurido ou de chumbo, com um invólucro de aço inox, 
mecanicamente resistente. A fonte é movida por meio de uma manivela, a qual aciona 
um cabo de aço para deslocar a fonte da posição de guarda até o ponto de irradiação, 
dentro de um tubo-guia flexível. Na Figura 2.18 é mostrado um modelo de irradiador com 
192Ir, o esquema de guarda e blindagem da fonte e do procedimento técnico de obtenção 
da radiografia. 
 
 
 
Figura 2.18 - Foto de um irradiador de 192Ir e o esquema de guarda da fonte 
no irradiador e respectiva blindagem. 
 
 
Tubo em S
Tubo guia
Tubo guia
Fonte de Ir
192
Blindagem
de Urânio
 exaurido
Engate
Engate
 e
Chave
Cabo Condutor
Caixa
Rabicho flexível
57 
 
2.2.8.4. Irradiador industrial 
 
Dentre as máquinas que utilizam radioisótopos, o irradiador industrial é uma das 
mais significativas, pois, utiliza o 60Co em grande quantidade e atividade. A atividade 
total de 60Co atinge a 3,7.1016 Bq = 37 PBq (1.000.000 curies). Ele é muito utilizado em 
diversos tratamentos para desinfestação e conservação de produtos alimentares, como 
frutas, especiarias, aves, peixes e carnes; esterilização e redução da carga microbiana de 
produtos descartáveis como seringas, luvas e alguns produtos médico-cirúrgicos. 
A fonte é constituída de cilindros metálicos contendo 60Co, encapsulados em 
varetas de aço inox, dispostas verticalmente numa armação retangular, semelhante a um 
secador de roupa. 
A instalação é constituída basicamente de um sistema de correia transportadora 
que carrega, do exterior para dentro da máquina, as caixas e containeres apropriados para 
a irradiação, fazendo-os passar diante da fonte exposta, com uma velocidade pré-
estabelecida. Cada caixa passa duas vezes pela fonte, expondo ora um lado ora outro, para 
aplicar, o mais homogeneamente possível, a dose nos produtos alocados em seu interior. 
Para realizar a irradiação, um eletromecanismo suspende a fonte, a partir do fundo 
de uma piscina cheia de água pura, até a posição de operação. Em qualquer outra situação, 
a fonte fica recolhida no fundo da piscina. Todo o conjunto contémum sofisticado e 
redundante sistema de segurança e é envolvido por uma espessa blindagem de concreto, 
constituindo uma forte casamata, dentro da qual pessoa nenhuma pode permanecer, um 
segundo sequer. As doses aplicadas no tratamento de frutas variam entre 0,2 e 0,4 kGy e 
para produtos médico-cirúrgicos na faixa de 25 kGy. Na Figura 2.19 é apresentado um 
esquema de um irradiador industrial. 
 
 
 
Figura 2.19 - Esquema de um irradiador industrial. 
 
2.2.9. Efluentes e precipitações 
 
A presença ou a liberação de materiais radioativos no meio ambiente 
potencialmente expõe a população à radiação ionizante, aumenta o risco de efeitos 
deletérios à saúde. Muitos compostos contendo radionuclídeos podem ser provenientes 
de instalações nucleares, como reatores e unidades do ciclo combustível, que 
58 
 
periodicamente liberam concentrações, permitidas por normas específicas, para o 
ambiente em operação rotineira, ou se dispersam descontroladamente, numa situação de 
acidente. Estas liberações normalmente são constituídas de efluentes líquidos ou gasosos. 
Os rejeitos sólidos que são dispersos no ambiente são quase sempre de forma acidental. 
Outros materiais radioativos, dispersos na atmosfera e em ambientes aquáticos, 
são os produtos dos testes nucleares (Fallout) realizados na atmosfera, principalmente os 
realizados entre 1945 a 1980. Eles precipitaram em grande quantidade por ocasião dos 
testes, mas até hoje, podem ser medidos em qualquer localidade do mundo. 
Nos 543 testes realizados na atmosfera, com 189 megatons (Mt) por artefatos à 
fissão e 251 megatons por fusão, a atividade de trício produzida foi estimada em: 251 Mt 
(fusão)  7,4.1017 Bq Mt-1 =1,8.1020 Bq. Nos 1876 testes subterrâneos realizados, foram 
injetados na Terra 90 Megatons de material radioativo. Um Megaton (Mt) corresponde a 
explosão de 1 milhão de toneladas de dinamite (TNT). 
 
 
 
Figura 2.20 - 543 testes nucleares atmosféricos e 1876 testes subterrâneos 
realizados nos períodos de 1945 a 1980 e 1955 a 1998 respectivamente, por 
diversos países (UNSCEAR 2000). 
 
 
Os radionuclídeos provenientes da fissão do urânio e plutônio (fragmentos de 
fissão) se dispersaram por toda a superfície da Terra, de tal modo que, hoje, é muito difícil 
encontrar um local ou um objeto, que não contenha os radionuclídeos de meia-vida longa 
como o 137Cs, 90Sr, 85Kr, 129I, remanescentes dos testes realizados no passado. 
A quantidade de 90Sr difundida nos testes nucleares é estimada em 6.1017 Bq e a 
de 137Cs em 9,6.1017 Bq, sendo 76% no hemisfério Norte e 24% no hemisférico Sul. A 
Figura 2.21 mostra as concentrações de 137Cs e 90Sr na dieta humana, nos hemisférios 
Norte e Sul. 
 
59 
 
 
 
Figura 2.21 - Concentrações de 137Cs e 90Sr na dieta alimentar dos habitantes 
dos hemisférios Norte e Sul. 
 
Conforme a publicação do UNSCEAR 2008-Sources and Effects of Ionizing 
Radiation, a dose efetiva total, em mSv, por ano per capita da população mundial 
causada pelos testes nucleares é mostrada na figura 2.22. Para a dose efetiva total, 
estão contabilizadas, as doses devido à ingestão, inalação e exposição externa. 
 
 
Figura 2.22 - Dose Efetiva anual per capita para os indivíduos da população 
mundial no período de 1945 a 2005. 
 
 
2.3. INSTALAÇÕES NUCLEARES NO BRASIL 
 
2.3.1. Reatores nucleares 
 
Reatores nucleares são instalações que utilizam a reação nuclear de fissão em 
cadeia, de forma controlada, para a produção de energia ou de fluxo de nêutrons. 
60 
 
Quanto ao seu uso, os reatores nucleares podem ser divididos em dois grandes 
grupos: os reatores de potência, utilizados para a geração núcleo-elétrica em usinas 
nucleares ou como mecanismos de propulsão naval, e os reatores de pesquisa, usados para 
experimentos e ensino. A esses últimos poderiam ser adicionados os que são utilizados 
para a produção de radioisótopos, denominados de reatores de multipropósito, e os para 
testes de materiais. 
 
2.3.1.1. Reatores de potência 
 
Os reatores de potência contribuem com 13,4% da produção mundial de energia 
elétrica e são instalações que utilizam a energia nuclear para a produção de calor, que é 
então transformado em energia elétrica. Existem diferentes projetos de reatores de 
potência, que criam condições para a realização da reação em cadeia, seu controle e a 
transmissão do calor gerado para um sistema que movimenta uma turbina a vapor, que é 
o dispositivo gerador da energia elétrica. Alguns reatores trabalham com o urânio 
enriquecido, outros com o urânio natural. Nesse caso, para criar as condições para a 
realização da fissão, esses reatores utilizam o combustível em um ambiente de água 
pesada, que é a água enriquecida em isótopos mais pesados do hidrogênio (deutério e 
trítio). 
Os reatores de potência utilizados no Brasil são do tipo PWR (Pressurized Water 
Reactor) e utilizam a água leve sob pressão como meio de retirada do calor produzido. A 
água leve é a água na proporção natural dos isótopos de oxigênio e hidrogênio, sendo 
assim denominada para diferenciar da água pesada. Os principais componentes desse tipo 
de reator são: 
 
 O vaso do reator, onde fica o núcleo do combustível; 
 O sistema primário de refrigeração, que é o sistema onde circula a água que está em 
contato com o núcleo; 
 O pressurizador, componente do sistema primário que tem a função de permitir o 
adequado controle da pressão; 
 O sistema secundário, que é o circuito onde circula a água que recebe o calor do 
circuito primário e é transformada em vapor para a movimentação da turbina; 
 O gerador de vapor, que é o equipamento onde se dá a troca de calor entre o sistema 
secundário e o sistema primário, através da interpenetração de suas tubulações, sem 
haver troca de água entre eles. 
 
Os circuitos primário e secundário são selados, isto é, não se comunicam com o 
ambiente. Existe ainda um circuito terciário de refrigeração, para baixar a temperatura da 
água do circuito secundário. Esta água está em forma de vapor e, para condensá-la, é 
necessária outra fonte de refrigeração. No caso das usinas brasileiras, a água do circuito 
terciário é a água do mar. Em outros países é usada a água de rios ou a refrigeração é feita 
pela circulação da água do secundário em altas torres, que se assemelham a grandes e 
largas chaminés. 
A Figura 2.23 apresenta o esquema de um reator de potência do tipo PWR e a 
Figura 2.24 apresenta um corte de um reator do tipo de Angra 2. 
61 
 
 
Figura 2.23 - Esquema de um reator de potência do tipo PWR. 
 
 
 
 
Figura 2.24 - Reator Nuclear do tipo de Angra 2. 
 
O Brasil tem, em funcionamento, duas usinas nucleares de potência, Angra 1 e 
Angra 2, e uma em construção, Angra 3, constituindo a Central Nuclear Almirante Álvaro 
Alberto - CNAAA. 
As usinas nucleares são operadas pela Eletronuclear, empresa do Ministério de 
Minas e Energia. Angra 1 é uma usina de fabricação Westinghouse, americana, e tem 626 
MWe de potência. Angra 2 é de fabricação Siemens-KWU, alemã, e tem 1.300 MWe de 
potência. Angra 3 é de fabricação Siemens-KWU, alemã, e tem 1.405 MWe, e se encontra 
 Vaso de 
Contenção
Pressurizador
Vaso de 
Pressão
 Núcleo
 do
 Reator Água
Gerador 
 de
 Vapor Turbina
 Torre de 
Alta Tensão
Gerador
Elétrico
Condensador
Bomba
Tanque de Alimentação
Bomba
Barras de
Controle
Circuito Primário
Circuito Secundário
Circuito de
Refrigeração
Tomada 
d’Água
Descarga
62 
 
em fase de construção. Embora sejam usinas relativamente antigas, principalmente Angra 
1, são atualizadas sistematicamente com os desenvolvimentos de segurança, comoocorre 
normalmente com os reatores de potência em todo o mundo. 
A Tabela 2.3 mostra os reatores de potência utilizados para geração nucleo-
elétrica em operação e em construção no mundo. Além desses, existem os reatores 
planejados. 
 
Tabela 2.3 - Reatores nucleares de potência no Mundo 
 http://www.world-nuclear.org/info/reactors.htm 
 
REATORES NUCLEARES NO MUNDO – 2013 
País 
Em operação Em construção 
% Geração Elétrica 
(em 2011) 
No 
Reatores 
Total MWE No Reatores Total MWE 
África do Sul 2 1.800 - - 5,2 
Alemanha 9 12.003 17,8 
Argentina 2 935 1 745 5,0 
Armênia 1 376 33,2 
Bélgica 7 5.943 54,0 
Brasil 2 1.901 1 1.405 3,2 
Bulgária 2 1906 32,6 
Canadá 19 13.553 15,3 
China 173 13.955 28 30.550 1,8 
Eslovênia 1 696 41,7 
Emirados Árabes 1 1.400 
Espanha 79 7.002 19,5 
Estados Unidos 103 101.570 3 3.618 19,2 
Finlândia 4 2.741 1 1.700 31,6 
França 58 63.130 1 1.720 77,7 
Holanda 1 485 3,6 
Hungria 4 1.755 42,2 
Índia 20 4.385 7 5.300 3,7 
Irã 2 2.111 
Japão 50 44.396 3 3.036 18,1 
Coreia do Sul 23 20.787 4 5.415 34,6 
México 2 1.600 3,6 
Paquistão 3 725 2 680 3,8 
Reino Unido 16 10.038 17,8 
Rep. Checa 6 3.766 33,0 
Romênia 2 1.310 19,0 
Rússia 33 24.169 10 9.160 17,6 
Suécia 10 9.399 39,6 
Suíça 5 3.252 40,8 
Ucrânia 15 13.168 47,2 
TOTAL 435 374.524 66 68.309 
 
63 
 
2.3.1.2. Reatores de pesquisa 
 
Os reatores de pesquisa são normalmente reatores com potência relativamente 
baixa em comparação com os destinados à geração de energia. No Brasil existem quatro 
reatores de pesquisa em operação: 
 
a) Reator IEA-R1 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN 
em São Paulo; 
b) Reator IPEN-MB-01 no Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - 
CTMSP; 
c) Reator Triga no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear - 
CDTN/CNEN em Belo Horizonte; 
d) Reator Argonauta no Instituto de Engenharia Nuclear - IEN/CNEN, no Rio de 
Janeiro. 
 
O reator IEA-R1 tem 5 MWe de potência e além de ser usado para pesquisa, é 
usado para a produção de radioisótopos. Os reatores Triga e Argonauta tem a potência da 
ordem de centenas de kWe. O reator IPEN-MB-01 é usado principalmente para testes de 
materiais e combustíveis. 
 
2.3.2. O Ciclo do combustível nuclear 
 
O Ciclo do Combustível Nuclear compreende todos os processos e manuseios 
pelos quais o combustível nuclear tem que passar, desde a mineração até a disposição do 
rejeito radioativo. O escopo do ciclo do combustível pode variar consideravelmente 
porque cada um dos muitos tipos de reator existentes no mundo tem seu combustível 
diferente, que requer um tratamento distinto em sua produção (Figura 2.25). 
Os reatores à água pressurizada (pressurized water reactor - PWR) e reatores à 
água fervente (boiling water reactor - BWR), que juntos constituem a grande maioria dos 
reatores comerciais em funcionamento, têm, para todos os propósitos práticos, o mesmo 
ciclo de combustível, mudando somente o nível de enriquecimento do combustível e suas 
dimensões. Reatores a água pesada ou reatores refrigerados a gás, entretanto, não 
requerem uma planta de enriquecimento do urânio em seu ciclo, pois trabalham com o 
urânio natural, isto é, na distribuição isotópica encontrada na natureza. 
 
2.3.2.1. A mineração e extração do urânio 
 
O urânio é um material relativamente abundante, presente em um grande número 
de minerais e formações geológicas. Uma quantidade considerável de urânio explorável 
economicamente existe na Austrália, no Canadá, na Nigéria, nos Estados Unidos e na 
África do Sul. Embora somente um quarto de seu território tenha sido devidamente 
prospectado, o Brasil detém a sexta reserva mundial. O teor de urânio nas minas mais 
ricas varia de 0,1% até quase 1%. Muitas minas de urânio contêm o urânio associado a 
outros minerais de interesse. No Brasil, o urânio de Itataia, Ceará, está associado ao 
fosfato. A definição de uma jazida em relação a ser economicamente explorável depende 
de um conjunto de fatores, como o tipo do minério, a tecnologia disponível e seu 
rendimento, o preço do urânio no mercado internacional, e fatores ambientais que podem 
dificultar sua extração. 
64 
 
A mineração do urânio pode ser feita a céu aberto ou em minas subterrâneas. No 
Brasil, Poços de Caldas iniciou-se com mineração subterrânea, passando posteriormente 
para mineração a céu aberto. A mina de Caetité, na Bahia, utiliza a mineração a céu aberto. 
 
 
Áreas
Selecionadas
Prospecção de Urânio Pesquisa
Corpos 
Mineralizados
Mina e Usina de Beneficiamento de Urânio
(Caetité - INB)
Minério bruto
Produção de
Concentrado de Urânio
(Yellow-Cake)
Yellow-Cake
Enriquecimento
(Resende -INB)
Urânio
Natural
Conversão
para UF6
Urânio
recuperado
Elemento
Combustível
gasto
Reprocessamento
Reator Nuclear
Centrais Nucleares
(Angra - Eletronuclear)
Urânio Enriquecido
UF6
Fabricação do
Elemento Combustível - FEC
UO2
UO2
Rede de
Energia Elétrica
(Resende -INB)
U O3 8
Mina
Resíduos
Finais
Armazenamento
de
Rejeitos
(Exterior)
(Não realizado)
 
 
Figura 2.25 - Esquema do ciclo do combustível nuclear. 
 
A extração do urânio depende do minério em que se encontra, a partir do qual é 
definido o processo de melhor economicidade para sua extração. O minério de urânio é 
normalmente moído para facilitar o ataque por agentes químicos. O urânio é então 
65 
 
lixiviado com ácido para ser extraído do minério. A solução obtida, denominada licor, é 
depois purificada por métodos químicos comuns. O produto final é um concentrado de 
urânio (U3O8), sólido, de cor amarela, conhecido por yellow-cake, que contém 
aproximadamente 70% do urânio do minério. 
Ainda que uma planta de mineração consuma uma quantidade razoável de água 
para sua operação, seu funcionamento não precisa se constituir em algo prejudicial para 
os lençóis de água da região, bastando somente o manejo adequado. Os acidentes 
potenciais considerados na mineração são aqueles relacionados à mineração convencional 
de minérios com metais pesados. Os maiores cuidados são relacionados à contaminação 
ambiental. Em relação ao trabalhador, a maior preocupação para minas a céu aberto é a 
inalação de poeira e, para minas subterrâneas, além da poeira, a presença de radônio 
acumulado no ambiente. 
 
2.3.2.2. Conversão para hexafluoreto de urânio (UF6) 
 
O concentrado de urânio extraído do minério consiste de óxidos de urânio. Uma 
planta química converte o óxido de urânio em hexafluoreto de urânio (UF6). O 
hexafluoreto de urânio é uma substância sólida em temperatura ambiente, que sublima 
para o estado gasoso na temperatura de 64°C. Ele reage fortemente com água e também 
com o vapor de água atmosférico. 
Durante o armazenamento e transporte, o urânio deve ser mantido em contêineres 
à prova de ar. Esses contêineres são cilindros robustos, de diversos tamanhos 
padronizados e com qualidade controlada. Nesse estágio do ciclo do combustível o 
concentrado de urânio é purificado e preparado para o processo de enriquecimento. 
 
2.3.2.3. O enriquecimento isotópico do urânio 
 
O processo de enriquecimento consiste em alterar a distribuição isotópica do 
urânio existente na natureza, aumentando a proporção do isótopo 235 do urânio, criando 
condições para a realização da reação em cadeia. Os combustíveis de reatores comerciais 
tipo PWR são enriquecidos em níveis de 3,5 -5,0%. Para reatores de submarinos nucleares 
ou reatores de pesquisa, o nível de enriquecimento é da ordem de 20%. 
O método de enriquecimento utilizado no Brasil é o da ultracentrifugaçãogasosa, 
sendo o Brasil um dos oito países no mundo a dominar a tecnologia do enriquecimento. 
Nesse processo, o hexafluoreto de urânio, mantido em estado gasoso utilizando 
parâmetros de pressão e temperatura, é centrifugado em altíssimas velocidades. A fração 
mais pesada do gás, mais pobre nas moléculas contendo o isótopo 235U, concentra-se nas 
regiões mais externas do volume da centrífuga, enquanto que a fração mais leve 
concentra-se junto ao eixo. Separando-se a extração de cada região pode-se obter uma 
fração mais enriquecida no isótopo 235U, que é o que se deseja, e outra mais empobrecida 
nesse isótopo. A capacidade de separação de cada unidade isoladamente é muito pequena 
e é necessária uma enorme quantidade de estágios trabalhando em paralelo e em série. 
Esses conjuntos constituem-se o que é chamado de uma cascata de enriquecimento. 
Existem outros métodos de enriquecimento de urânio, como a difusão gasosa, o 
enriquecimento por separação eletromagnética, o enriquecimento por jato centrífugo, o 
enriquecimento por troca iônica e o enriquecimento à laser. Dos métodos existentes, 
somente a ultracentrifugação e a difusão gasosa são utilizados comercialmente nos dias 
de hoje. 
No processo de enriquecimento de urânio, além do urânio enriquecido em 235U 
resulta também o urânio empobrecido nesse isótopo, que também é chamado de urânio 
66 
 
depletado. Esse urânio, em função de sua alta densidade específica, tem sido usado como 
blindagem para radiação gama e também na indústria bélica, em blindagem pesada e em 
pontas perfurantes de projéteis. 
O acidente potencial associado com o processo de conversão e com o de 
enriquecimento é o vazamento de hexafluoreto de urânio. A toxidade química do urânio 
e do flúor são os principais eventos neste tipo de acidente. A liberação de hexafluoreto 
resulta na formação de ácido fluorídrico e compostos de flúor e urânio, mais pesados que 
o ar. O efeito da radioatividade é menos significativo que o efeito tóxico do ácido 
fluorídrico e que o efeito químico do urânio como metal pesado. 
 
2.3.2.4. A fabricação do elemento combustível 
 
Os reatores à água leve, como Angra 1 e Angra 2, utilizam o combustível 
constituído de óxido de urânio encapsulado em tubos de zircaloy (liga especial, resistente 
à corrosão, bastante permeável à passagem de nêutrons e boa condutora de calor). 
O passo seguinte após o enriquecimento é a conversão do hexafluoreto de urânio 
em pó de dióxido de urânio. Esse processo é comumente denominado reconversão. E 
consiste em transformar o hexafluoreto de urânio em UO2 que é um pó de coloração cinza 
escuro metálico. 
O pó é então comprimido em pequenas pastilhas cilíndricas que são cozidas à uma 
temperatura da ordem de 1.700 oC. O material assim preparado é um material cerâmico 
e, pelas suas características, tem alta capacidade de retenção dos produtos de fissão 
resultantes do processo de reação nuclear. Essas pastilhas recebem um acabamento e são 
montadas dentro dos tubos de zircaloy. Por sua vez, esses tubos ou varetas são montados 
em conjuntos sustentados por grades (assemblers), constituindo cada conjunto um 
elemento combustível. São utilizados 121 elementos combustíveis em um reator do tipo 
de Angra 1 e 193 elementos em Angra 2. 
Na planta de reconversão e fabricação de elemento combustível os acidentes 
potenciais considerados mais relevantes, além do vazamento de hexafluoreto de urânio, 
são os acidentes de criticalidade. Esses acidentes ocorrem quando por algum motivo uma 
quantidade de urânio enriquecido suficiente para iniciar uma reação em cadeia é agregada 
em uma geometria que crie as condições para essa reação. O resultado é a emissão de 
grande quantidade de radiação e calor. 
 
 
67 
 
 
 
Figura 2.26 - Elemento combustível. 
 
2.3.2.5. O reprocessamento do combustível 
 
Depois de utilizado, o combustível queimado de um reator nuclear ainda contém 
material físsil - valores típicos para reatores à água leve são 0,7-0,8% de 235U e 0,6 a 0,7% 
de plutônio. O aproveitamento desse material para a fabricação de novos elementos 
combustíveis pode ser feito por meio do seu reprocessamento. Além do urânio, o plutônio 
pode ser utilizado para a fabricação de combustível, com óxido misto de urânio e plutônio. 
Nesse tratamento, os elementos combustíveis são dissolvidos e, através de um conjunto 
de operações de separação, os materiais utilizáveis são separados dos que são 
considerados definitivamente rejeitos. 
O reprocessamento é também realizado com materiais provenientes dos arsenais 
atômicos. 
As plantas de enriquecimento e de conversão são projetadas para trabalhar com 
urânio com uma radioatividade muito pequena. Dessa forma são estabelecidos requisitos 
muito restritivos para o trabalho com urânio reprocessado, que normalmente vem 
contaminado com outros materiais provenientes das reações de fissão. 
68 
 
Os acidentes potenciais previstos em uma planta de reprocessamento são os de 
vazamento e de criticalidade, além de explosões químicas e incêndio. As plantas de 
reprocessamento merecem maior atenção em função da quantidade de material altamente 
radioativo que manipulam. 
 
2.3.2.6. Rejeitos radioativos no ciclo do combustível 
 
Os rejeitos radioativos são constituídos por material não aproveitado produzido 
em cada uma das fases do ciclo do combustível. Em todas essas fases existe a produção 
de certa quantidade de material contaminado, como roupas, luvas, ferramentas, filtros e 
componentes dos equipamentos substituídos. Esses tipos de material fazem parte dos 
rejeitos de baixa e média atividade. 
O rejeito da extração do urânio consiste do estéril moído e lixiviado contendo 
traços de urânio, algum tório, rádio e polônio. Há também o radônio liberado na 
atmosfera. Muitas vezes são adicionados aditivos para a neutralização da massa de 
rejeitos. O maior cuidado com os rejeitos da mineração é evitar a contaminação do 
ambiente com o restante do urânio que não foi retirado do material, mas que se encontra 
mais disponibilizado depois dos tratamentos a que foi submetido. 
Na fase de conversão, o principal rejeito é o proveniente da purificação do urânio. 
No enriquecimento não existe rejeito do processo, exceto material contaminado. 
Da mesma forma na reconversão e na fabricação de pastilhas e montagem do elemento 
combustível. 
Nos reatores de potência tipo PWR, a maior quantidade de rejeito é constituída de 
rejeitos de baixa e média atividade. Os rejeitos de alta atividade são os que provêm do 
reprocessamento do combustível queimado. Alguns países optaram por não reprocessar 
o combustível, como é o caso dos Estados Unidos. Nesse caso, o rejeito de alta atividade 
é o próprio combustível queimado. 
O reprocessamento, além do material contaminado, produz como rejeito o 
material que é separado daquele que será reutilizado. 
 
2.3.2.7. Instalações nucleares industriais do Ciclo do Combustível no Brasil 
 
Caetité-BA 
 
No interior da Bahia, na cidade de Caetité, encontram-se as instalações da URA- 
Unidade de Concentrado de Urânio das Indústrias Nucleares do Brasil - INB, que 
envolvem a mina e o beneficiamento do minério. Esse urânio é extraído do minério pelo 
processo de lixiviação estática e beneficiado no local, produzindo o yellow-cake, que é 
enviado ao exterior para purificação, conversão em hexafluoreto de urânio e posterior 
enriquecimento. A previsão de produção é de 400 t/ano de U3O8 na forma de diuranato 
de amônio (DUA). 
 
Resende 
 
No acordo de Cooperação Nuclear com a Alemanha foi acertada a transferência 
de tecnologia de várias etapas da fabricação do elemento combustível nuclear. Assim, 
foram construídasem Resende, com tecnologia alemã, as instalações das Indústrias 
Nucleares do Brasil - INB - referentes à fabricação de pó e das pastilhas e à fabricação de 
componentes e montagem do elemento combustível. 
69 
 
O urânio, após o processo de enriquecimento, é recebido nas instalações da INB 
ainda na forma de hexafluoreto de urânio e é processado para a obtenção do pó e para a 
confecção das pastilhas. Essas pastilhas são montadas em varetas, com sistemas de molas, 
para pressionar as pastilhas e guardar espaço para os gases radioativos e inertes, gerado 
em seu interior. 
As varetas são montadas em grades e cada conjunto constitui um elemento 
combustível para o reator. Parte do urânio enriquecido utilizado nas usinas Angra 1 e 
Angra 2 é produzida nas instalações de Resende onde estão sendo construídas as cascatas 
para enriquecimento em escala industrial, que utiliza a tecnologia nacional de 
ultracentrifugação transferida pela Marinha do Brasil. No ano de 2014 está previsto a 
conclusão do Módulo 2 da Usina de Enriquecimento, que ampliará a capacidade nacional 
de enriquecimento de urânio. Nos anos de 2015 e 2016 está prevista a entrada em 
operação dos Módulos 3 e 4 da Usina de Enriquecimento. 
 
Poços de Caldas 
 
As atividades de mineração da antiga mina de urânio estão definitivamente 
suspensas. Existem projetos de uso de suas instalações para os laboratórios de análise da 
INB e para o desenvolvimento e estudos de processos envolvendo a mineração e o 
beneficiamento de urânio. 
 
2.3.2.8. Instalações nucleares de pesquisa no Brasil 
 
O Brasil é um dos poucos países do mundo a possuir o domínio completo da 
tecnologia do Ciclo do Combustível Nuclear. Esse desenvolvimento tecnológico foi feito 
principalmente nas instalações do IPEN e do Centro de Tecnologia da Marinha de São 
Paulo (CTMSP), antiga COPESP. Os demais institutos da CNEN e centros de pesquisa 
de outras instituições também participaram deste programa como um todo. 
 
IPEN-SP 
 
O Instituto de Pesquisa Energéticas e Nucleares – IPEN, foi fundado como 
Instituto de Energia Atômica em 1956, com a finalidade de abrigar o reator IEA-R1, 
recebido naquele ano através do programa Átomos para a Paz. Está localizado na Campus 
da USP, em São Paulo. Em torno do reator, que ficou pronto apenas um ano depois, em 
1957, foram desenvolvidas atividades diversas, criando o principal núcleo de pesquisas 
na área nuclear no País. Além do IEA-R1, que teve sua potência original aumentada de 
3,5 MW para 5,0 MW, foi construído no IPEN, em colaboração com a Marinha, o reator 
MB-01, utilizado para testes de materiais e configurações de combustíveis no núcleo. O 
IPEN mantém em funcionamento sua capacidade de produzir combustível para reatores 
de pesquisa, trabalhando principalmente com ligas de urânio metálico. Tem ainda 
condições de produzir esse combustível à partir do hexafluoreto enriquecido. Além de 
produzir o combustível para o IEA-R1, produz também para os outros reatores de 
pesquisa do país. Grande parte das instalações, onde foram realizados muitos dos 
trabalhos pioneiros do desenvolvimento nacional da tecnologia do ciclo do combustível, 
está hoje desativada. No IPEN existe também um irradiador de cobalto de grande porte, 
de fabricação totalmente nacional e dois cíclotrons para a produção de radiofármacos de 
meia-vida curta. São áreas de pesquisa do IPEN a produção de radiofármacos, as 
aplicações industriais da energia nuclear, o desenvolvimento de lasers, a aplicação de 
70 
 
técnicas nucleares na área ambiental, além de pesquisas em outras áreas correlatas, como 
células de combustível. 
O IPEN é o centro de preparação e distribuição de Molibdenio-99, que produz o 
Tecnécio-99m, radiofármaco mais utilizado em medicina no Brasil e no mundo. 
O IPEN é também o responsável pela coordenação do Projeto do Reator 
Multipropósito Brasileiro - RMB, em desenvolvimento com o apoio de outros institutos 
da CNEN, com o objetivo de produzir radioisótopos para uso diverso (principalmente 
Molibdênio-99), de permitir o testes de materiais e de disponibilizar feixe de nêutrons 
para atividades de pesquisa e desenvolvimento. 
 
CTMSP 
 
O Centro de Tecnologia da Marinha em São Paulo - CTMSP, tem suas principais 
instalações construídas no local denominado Aramar (de ara-terra e mar-Marinha), 
situa-se em Iperó, no estado de São Paulo. É o principal centro de pesquisas da Marinha 
do Brasil para a área nuclear, e reúne as principais pesquisas em andamento no ciclo do 
combustível nuclear no Brasil. 
Neste local, está em construção o reator protótipo de propulsão naval 
(LABGENE), que servirá de base para o reator para o futuro submarino nuclear. 
No CTMSP, além das instalações piloto e de demonstração de enriquecimento de 
urânio por ultracentrifugação, estão instalações voltadas para o desenvolvimento e 
fabricação de elemento combustível para reatores de pesquisa. Está também em 
construção uma unidade de demonstração de purificação de urânio e conversão para 
hexafluoreto de urânio. 
O CTMSP possui também instalações de pesquisa e desenvolvimento na Cidade 
Universitária da USP, na cidade de São Paulo, junto ao IPEN, onde são realizadas 
pesquisas complementares. 
 
CDTN-BH 
 
O Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear - CDTN, situado no campus 
da UFMG, em Belo Horizonte, é o sucessor do antigo Instituto de Pesquisas Radioativas 
- IPR, primeiro instituto voltado para a área nuclear no País, fundado em 1953. O CDTN 
conta com um reator Triga para pesquisas e análises radioquímicas, além de um irradiador 
de cobalto para desenvolvimento de trabalhos na área de irradiação de materiais e estudos 
com pedras semipreciosas. 
Durante o Acordo Brasil-Alemanha, o CDTN foi o principal centro nacional de 
suporte técnico para as pesquisas de desenvolvimento do processo de enriquecimento por 
jatocentrífugo, no tempo em que a Nuclebrás era a empresa responsável pelas atividades 
industriais nucleares no país. Esse processo era desenvolvido em conjunto com a 
Alemanha. O CDTN mantém pesquisas na área de combustíveis de reatores e de corrosão 
de materiais. É também o principal centro nacional no estudo de gestão de rejeitos e de 
projeto de repositórios para rejeitos de baixo e médio nível de atividade. Executa também 
trabalhos e pesquisas na área ambiental, envolvendo radionuclídeos ou técnicas nucleares. 
 
IEN-RJ 
 
O Instituto de Engenharia Nuclear - IEN localiza-se na Ilha do Fundão, no 
Campus da UFRJ. Foi fundado em 1962 e seu início foi marcado pela construção do reator 
Argonauta, de um projeto feito em Argonne (EUA) e com fabricação totalmente nacional. 
71 
 
O reator, ainda em funcionamento, é utilizado principalmente para atividades de ensino, 
de radioquímica e de estudo de interação de nêutrons com a matéria. 
No início de sua existência, o IEN dedicou a pesquisas na área de reatores rápido. 
Possui também looping de água para estudos de tubulações em reatores. 
O IEN foi o pioneiro na implantação bem como na produção de radionuclídeos 
com cíclotron no País. 
Na fase de desenvolvimento do Programa Autônomo para o Ciclo do 
Combustível, o IEN participou principalmente do desenvolvimento de substâncias 
químicas essenciais e estratégicas para as diversas etapas da produção do combustível 
nuclear e no desenvolvimento de instrumentação nuclear, sendo responsável pela 
atualização de mesas de controle de vários equipamentos de grande porte no próprio IEN 
e em outras instalações nucleares. Desenvolveu também pesquisas sobre o processo de 
enriquecimento de urânio utilizando colunas de resina de troca iônica. Atuou também na 
área de caracterização do combustível de reatoresde pesquisa produzido com urânio 
metálico. 
Atualmente desenvolve trabalhos na área de interação homem-sistema, com 
estudos de simuladores e desenvolvimento de ambientes de trabalho. 
 
IRD-RJ 
 
O Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD) teve sua origem na década de 
1960 em um pequeno laboratório de dosimetria do Departamento de Pesquisas Científicas 
e Tecnológicas da CNEN, situado nas dependências da PUC-RJ. Em 21 de março de 
1972, o Laboratório de Dosimetria foi transferido para suas novas instalações na Barra da 
Tijuca, passou a integrar o Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear da 
Companhia Brasileira de Tecnologia Nuclear (CBTN) e, em 29 de janeiro de 1974, passou 
a denominar-se Instituto de Radioproteção e Dosimetria. Em 16 de janeiro de 1974 a 
CBTN foi sucedida pelas Empresas Nucleares Brasileiras (NUCLEBRÁS) que 
incorporou o IRD e, em 26 de julho de 1979, ele foi reincorporado à CNEN. 
O IRD é uma unidade da CNEN dedicada à pesquisa, desenvolvimento e ensino 
na área de proteção radiológica, dosimetria e metrologia das radiações ionizantes, atua 
em colaboração com universidades, agências governamentais, hospitais e indústrias para 
promover o uso seguro das radiações ionizantes e da tecnologia nuclear. Além disso, 
possui cursos de divulgação, especialização, mestrado e doutorado, com a finalidade 
básica de formação de recursos humanos especializados nas suas áreas de atuação. Possui 
estreita ligação com setores de segurança e proteção radiológica da Agência Internacional 
de Energia Atômica (IAEA), Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) e 
United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR) e, 
em metrologia com o Bureau International de Pesos e Medidas (BIPM). É o laboratório 
designado pelo INMETRO para metrologia das Radiações Ionizantes no Brasil e o 
Laboratório Padrão Secundário pela IAEA. 
 
 
LAPOC-Poços de Caldas-MG 
 
O Laboratório de Poços de Caldas destacou-se como local de estudo dos processos 
de extração e beneficiamento de urânio das diversas jazidas do país, com trabalhos sobre 
o minério de Poços de Caldas, da jazida de Lagoa Real, em Caetité, e de Itataia. Hoje atua 
como laboratório de apoio ao licenciamento e controle das instalações nucleares, na área 
de remediação de áreas degradadas e na avaliação de processos dentro do Ciclo do 
72 
 
Combustível. Fornece também apoio analítico e suporte técnico para as atividades de 
inspeção e avaliação na área mineral e de processamento do urânio. 
 
 
2.4. INSTALAÇÕES RADIATIVAS NO BRASIL 
 
As instalações radiativas podem ser classificadas em 5 grandes áreas conforme 
mostrado na Figura 2.27. As instalações médicas, industriais, de ensino e pesquisa foram 
agrupadas pelas práticas adotadas. As áreas de distribuição e serviços estão agrupadas 
por equipamento ou operações envolvendo fontes de radiação, conforme aplicável. Em 
2000, o cadastro nacional incluía 2.925 instalações radiativas. Embora cerca de 70% das 
instalações estejam concentradas na região Sudeste, é esperado um crescimento nas 
demais regiões. Das instalações existentes no cadastro, 1.202 operam na área de medicina, 
914 na área de indústria, 628 na área de pesquisa e as demais na área de serviços e 
distribuição. 
 
 
Radioterapia
INSTALAÇÕES RADIATIVAS
Controle de
Processos
Agricultura Radionuclídeos
Manutenção de
Equipamentos
Medicina
Nuclear
Densitometria
Óssea
Irradiador
de Sangue
Irradiação
Industrial
Prospecção
Ensaios não
Destrutivos
Fabricação de
Dispositivos
Produção de
Isótopos
Física
Nuclear
Química
Nuclear
Biologia
Hidrologia
Equipamentos
Dispositivos
Troca de
Fontes
Calibração de
Instrumentos
Monitoração
Individual
Salvaguardas
Medicina Indústria Pesquisas Distribuição Serviços
 
 
Figura 2.27 - Tipos de instalações radiativas no Brasil. 
 
2.4.1. Instalações médicas 
 
2.4.1.1 Serviços de Radioterapia 
 
O país segue a tendência mundial de substituição de equipamentos de 
telecobaltoterapia por aceleradores lineares e de fontes de braquiterapia convencional por 
equipamentos de alta taxa de dose, além da disseminação dos implantes temporários e 
definitivos principalmente com fontes de 125I. Em 2013, as 313 instalações de Serviços 
73 
 
de Radioterapia no país operaram 78 fontes radioativas de braquiterapia de alta dose, 57 
equipamentos de 60Co e 260 aceleradores lineares. 
 
2.4.1.2 Serviços de Medicina Nuclear 
 
Os crescentes avanços do uso de radioisótopos em Medicina, tanto devido à 
substituição dos métodos de irradiações externa por irradiação interna em terapia, como 
ao emprego de novos radiofármacos em diagnóstico, tem refletido em um enorme 
crescimento na disseminação e no uso dessas técnicas. 
 
2.4.1.3 Instalações de produção de radiofármacos de meia-vida curta 
 
Até o ano de 2006, a produção de radioisótopos para uso médico no Brasil era 
monopólio estatal, sendo realizada em 4 cíclotrons da CNEN: 2 localizados na cidade de 
São Paulo e 2 na cidade do Rio de Janeiro. A crescente demanda por radiofármacos 
emissores de pósitrons, cuja meia vida é menor do que duas horas, levou à mudança na 
legislação e, em fevereiro de 2006, através da Emenda Constitucional 49, foi quebrado o 
monopólio estatal para a produção e comercialização de radioisótopos de meia-vida 
inferior a 2 horas. Desde então, o número de aceleradores cíclotrons privados para a 
produção de radiofármacos vem crescendo acentuadamente. A partir de 2006 foram 
instalados mais 9 cíclotrons no país: 1 em Brasília, 2 em Porto Alegre, 1 em Campinas, 1 
em São Paulo, 1 em Salvador, 1 em Curitiba, 1 em Belo Horizonte (CNEN) e 1 em Recife 
(CNEN). Atualmente duas novas instalações estão em construção (São José do Rio 
Preto/SP e Euzébio/CE). 
Associadas aos cíclotrons para a produção de radioisótopos de meia-vida curta 
para uso em medicina, estão instalações de radiofarmácia, responsáveis pela produção 
das substâncias que serão utilizadas nos diversos processos metabólicos. Dentre os 
isótopos produzidos por cíclotron para uso em medicina, o mais utilizado é o 18F, de meia 
vida inferior a duas horas, que decai por emissão de pósitron. Esse pósitron, ao ser 
liberado, interage com um elétron livre, produzindo dois raios gamas de energia 0,511 
MeV e direção opostas. Processando o sinal gerado pela radiação gama, é possível criar 
imagens com grande precisão para processos diversos, utilizados principalmente para o 
diagnóstico de câncer e para a área de cardiologia. 
Os equipamentos que trabalham e formam a imagem proveniente do 
processamento da radiação de aniquilação do pósitron são os tomógrafos por emissão de 
pósitrons - PET, que, associados a imagens geradas pela tomografia computadorizada - 
TC, formam os equipamentos e técnicas conhecidas por PET/CT. 
O PET/CT utiliza o 18F associado à uma molécula de glicose (2[18F] fluoro-2-
deoxi-D-glicose) para o diagnóstico ou mapeamento de tumores. Atualmente outros 
compostos com o 18F estão em desenvolvimento, assim como o uso de outros emissores 
de pósitrons (11C, 13N) em instituições de pesquisa brasileiras. 
No País, até meados de 2013, existiam 91centros utilizando equipamentos de 
diagnóstico por PET. 
 
 
 
 
 
 
 
74 
 
2.4.2 Instalações industriais 
 
2.4.2.1. Instalações de radiografia industrial 
 
A utilização da radiografia industrial no Brasil voltou a ter um aumento de 
demanda com a construção do gasoduto Brasil-Bolívia e depois com sua duplicação. A 
radiografia industrial tem grande utilização na verificação da qualidade das soldas nas 
junções das tubulações. É tambémmuito utilizada no controle da qualidade da produção 
de peças metálicas ou estruturas de concreto. 
 
2.4.2.2 Indústrias que operam medidores nucleares 
 
As indústrias siderúrgicas, petroquímicas, fabricantes de bebidas, de plásticos e 
papel em geral utilizam equipamentos fixos com fontes radioativas incorporadas para 
medição de nível ou espessura, assim como medidores portáteis para medição de 
densidade e compactação de solos. Em junho de 2013 existiam 546 instalações com 4.415 
fontes radioativas utilizadas, sendo as principais: 137Cs, 241Am, 60Co, 90Sr e 85Kr. 
 
2.4.2.3. Serviços de perfilagem de petróleo 
 
Em 2013, 6 empresas operaram 18 bases de prospecção de petróleo, localizadas 
nas regiões Norte e Nordeste e na Bacia de Campos com o total de 339 fontes radioativas 
de 241Am, 60Co, 226Ra, 137Cs e fontes de nêutrons de Am-Be. 
 
2.4.2.4. Irradiadores industriais de grande porte 
 
Em 2013 existem no país cinco irradiadores industriais de grande porte, sendo 
cinco em São Paulo, nas cidades de São José dos Campos, Campinas, Jarinu e Cotia Esses 
irradiadores operam com fontes de 60Co e são utilizados para esterilização de artigos 
médicos, de componentes de cosméticos, de ração animal, e em alguns casos, de 
alimentos para exportação (Tabela 2.4). 
Além desses, existem 4 aceleradores industriais que produzem feixes de elétrons 
utilizados principalmente para a polimerização de cabos plásticos, com a finalidade de 
melhorar suas propriedades mecânicas e de resistência ao tempo (Tabela 2.5). 
 
Tabela 2.4 - Irradiadores industriais de grande porte em operação, em 2013, 
para esterilização de materiais com radiação gama do 60Co. 
 
INSTALAÇÃO LOCAL/ESTDO 
ATIVIDADE 
(kCi) 
Unidade de Esterilização de 
Cotia (Embrarad I) 
Cotia/SP 780 
Unidade de Esterilização de 
Cotia (Embrarad II) 
Cotia/SP 2.060 
Companhia Brasileira de 
Esterilização 
Jarinu/SP 2.700 
Johnson& Johnson 
São José dos 
Campos/SP 
380 
IPEN São Paulo/SP 1.000 
75 
 
 
 
Tabela 2.5 - Aceleradores de elétrons industriais em operação no Brasil, em 2013. 
 
INSTALAÇÃO LOCAL/ESTADO 
ENERGIA 
(keV) 
FUNÇÃO 
Acelétrica Rio de Janeiro/RJ 10.000 
Irradiação de 
turfas 
Acome Irati/PR 550 
Reticulação de 
polímero (cabos 
elétricos) 
Sumitomo 
Fazenda Rio 
Grande/PR 
500 
Reticulação de 
polímero (pneus) 
Michelin Rio de Janeiro/RJ 600 
Reticulação de 
polímero (pneus) 
IPEN São Paulo/SP 1.500 
Reticulação de 
polímero (cabos 
elétricos) 
 
 
2.4.3. Instalações de pesquisa 
 
O uso de material radioativo em pesquisa se dá principalmente em universidades 
e centros especializados. As finalidades das pesquisas são as mais diversas: física nuclear, 
biologia, agricultura, saúde, meio ambiente, hidrologia e outras. 
 Em 2013, 578 instalações de pesquisa estavam cadastradas na CNEN. As fontes 
mais utilizadas são 3H, 14C, 22Na, 55Fe, 55Ni, 125I, 226Ra, 35S, 233U, 234U e 32P. 
 
76 
 
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS 
 
 
E. de Almeida e L. Tauhata, Física Nuclear, Editora Guanabara Dois, Rio de Janeiro, RJ, 
1981. 
 
Ya.B. Zeldovich and I.D. Novikov, Relativistic Astrophysics, Vol. I, Stars and Relativity, 
The University of Chicago Press, USA, 1971. 
 
NCRP REPORT No.160, Ionizing Radiation Exposure of the Population of the United 
States, National Council on Radiation Protection and Measurement - 7910 Woodmont 
Avenue, Suite 400, Bethesda, MD 20814-3095, 2009. 
 
UNSCEAR, Report, Sources and Effects of Ionizing Radiation, 1993. 
 http://www.unscear.org/unscear/publications.html. 
 
UNSCEAR, Report, Exposures to the public from man-made sources of radiation, Vol. 
I, Annex C, 2000. http://www.unscear.org/unscear/publications.html. 
 
UNSCEAR, Report, Sources and Effects of Ionizing Radiation, Vol. I, 2008. 
 http://www.unscear.org/unscear/publications.html. 
 
 
77 
 
CAPÍTULO 3 
 
 
INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM A MATÉRIA 
 
 
3.1. IONIZAÇÃO, EXCITAÇÃO, ATIVAÇÃO E RADIAÇÃO DE FREAMENTO 
 
Sob o ponto de vista físico, as radiações, ao interagir com um material, podem 
nele provocar excitação atômica ou molecular, ionização ou ativação do núcleo. 
 
3.1.1. Excitação atômica ou molecular 
 
Interação onde elétrons são deslocados de seus orbitais de equilíbrio e, ao 
retornarem, emitem a energia excedente sob a forma de luz ou raios X característicos. 
 
3.1.2. Ionização 
 
Interação onde elétrons são removidos dos orbitais pelas radiações, resultando 
elétrons livres de alta energia, íons positivos ou radicais livres quando ocorrem quebra de 
ligações químicas. 
 
3.1.3. Ativação do núcleo 
 
A interação de radiações, com energia superior à energia de ligação dos nucleons, 
com um material, pode provocar reações nucleares, resultando num núcleo residual e 
emissão de radiação. A absorção de nêutrons de baixa energia, denominados de nêutrons 
térmicos, pode ocorrer com certa frequência dependendo da natureza do material 
irradiado e da probabilidade de captura do nêutron pelo núcleo (ver Figura 3.1), deixando-
o também em um estado excitado. 
 
3.1.4. Radiação de freamento 
 
As radiações constituídas por partículas carregadas, como alfa, beta e elétrons 
acelerados, ao interagir com a matéria, podem converter uma parte de sua energia de 
movimento, cerca de 5%, em radiação eletromagnética. Esta radiação, denominada de 
raios X de freamento, é o resultado da interação entre os campos elétricos da partícula 
incidente, do núcleo e dos elétrons atômicos. Ocorre com maior probabilidade na 
interação de elétrons com átomos de número atômico elevado. Devido ao mecanismo e 
ao ângulo aleatório de saída da partícula após a interação, a energia convertida em raios 
X é imprevisível, com valor variando de zero até um valor máximo, igual à energia 
cinética da partícula incidente. 
 
78 
 
 
 
Figura 3.1 - Modos de interação da radiação com a matéria. 
 
 
3.2. RADIAÇÕES DIRETAMENTE E INDIRETAMENTE IONIZANTES 
 
No processo de transferência de energia de uma radiação incidente para a matéria, 
as radiações que têm carga, como elétrons, partículas α e fragmentos de fissão, atuam 
principalmente por meio de seu campo elétrico e transferem sua energia para muitos 
átomos ao mesmo tempo, e são denominadas radiações diretamente ionizantes. As 
radiações que não possuem carga, como as radiações eletromagnéticas e os nêutrons, são 
chamadas de radiações indiretamente ionizantes, pois interagem individualmente 
transferindo sua energia para elétrons, que irão provocar novas ionizações. Este tipo de 
radiação pode percorrer espessuras consideráveis dentro de um material, sem interagir. 
 
3.2.1. Interação 
 
No contexto das radiações indiretamente ionizantes (fótons e nêutrons), a palavra 
interação é aplicada aos processos nos quais a energia e/ou a direção da radiação é 
alterada. Tais processos são aleatórios e, dessa forma, só é possível falar na probabilidade 
de ocorrência das interações. 
 
3.2.2. Probabilidade de interação ou secção de choque 
 
Secção de choque para uma radiação em relação a um dado material é a 
probabilidade de interação por unidade de fluência de partículas daquela radiação por 
centro de interação do material. Fluência é o número de partículas que passa por unidade 
de área. 
79 
 
Secção de choque (σ) para uma radiação em relação a um dado material pode ser 
representada pela área aparente que um centro de interação (núcleo, elétron, átomo) 
apresenta para que haja uma interação com a radiação que o atinge. A dimensão da secção 
de choque é [L2] e a unidade no SI é o m2. Como é utilizada para dimensõesda ordem do 
raio do núcleo, é adotada uma unidade especial, o barn (b), que vale 10-28 m2. 
 
 
3.3. INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO ELETROMAGNÉTICA COM A MATÉRIA 
 
As radiações eletromagnéticas ionizantes de interesse são as radiações X e gama. 
Devido ao seu caráter ondulatório, ausência de carga e massa de repouso, essas radiações 
podem penetrar em um material, percorrendo grandes espessuras antes de sofrer a 
primeira interação. Este poder de penetração depende da probabilidade ou secção de 
choque de interação para cada tipo de evento que pode absorver ou espalhar a radiação 
incidente. A penetrabilidade dos raios X e gama é muito maior que a das partículas 
carregadas, e a probabilidade de interação depende muito do valor de sua energia. 
Quando a energia dos fótons ultrapassa o valor da energia de ligação dos nucleons, 
cerca de 8,5 MeV, podem ocorrer as reações nucleares. Assim, para radiações 
eletromagnéticas com energia de valor no intervalo de 10 a 50 MeV podem ativar a 
maioria dos elementos químicos com os quais interagir. Nesta região de energia ocorrem 
as denominadas reações fotonucleares por ressonância gigante. 
Os principais modos de interação, excluindo as reações nucleares são o efeito 
fotoelétrico, o efeito Compton e a produção de pares. 
 
3.3.1. Efeito Fotoelétrico 
 
O efeito fotoelétrico é caracterizado pela transferência total da energia da radiação 
X ou gama (que desaparece) a um único elétron orbital, que é expelido com uma energia 
cinética Ec bem definida, 
 
ec BhE  
 
 
onde h é a constante de Planck,  é a frequência da radiação e Be é a energia de ligação 
do elétron orbital. 
Como Ec difere da energia do fóton de um valor constante Be, com a sua 
transferência para o material de um detector, pode ser utilizada como mecanismo de 
identificação do fóton e de sua energia (Figura 3.2) 
 
 
 
Figura 3.2 - Representação do efeito fotoelétrico. 
80 
 
Nota: Como a transferência de energia do elétron de ionização para o meio material 
produz uma ionização secundária proporcional, a amplitude de pulso de 
tensão ou a intensidade de corrente proveniente da coleta dos elétrons ou 
íons, no final do processo, expressam a energia da radiação incidente. 
 
A direção de saída do fotoelétron em relação à de incidência do fóton varia com 
a energia. Para energias acima de 3 MeV, a probabilidade do elétron sair na direção e 
sentido do fóton é alta; para energias abaixo de 20 keV a maior probabilidade é a de sair 
com um ângulo de 70. Isto se deve à ação dos campos elétrico e magnético que, variando 
na direção perpendicular à de propagação do fóton, exercem força sobre o elétron na 
direção de 90°, e se compõe com o momento angular do elétron. 
 
Nota: O alcance de um fotoelétron de 1 MeV é cerca de 1,8 mm no NaI(Tl) e 0,8 mm 
no Ge, que são substâncias utilizadas para a confecção de detectores de 
radiação. 
 
O efeito fotoelétrico é predominante para baixas energias e para elementos 
químicos de elevado número atômico Z. A probabilidade de ocorrência aumenta com (Z)4 
e decresce rapidamente com o aumento da energia. Para o chumbo, o efeito fotoelétrico 
é predominante para energias menores que 0,6 MeV e para o alumínio para energias 
menores que 0,06 MeV. 
Para os elétrons do mesmo átomo, a probabilidade de ocorrência do efeito 
fotoelétrico é maior para os que possuem maior energia de ligação, isto é, os elétrons das 
camadas K, L e M. 
Na Figura 3.3 são apresentados os valores dos coeficientes de atenuação total para 
radiação gama para o chumbo, em função da energia, onde se pode observar a 
contribuição do efeito fotoelétrico e das energias de ligação das camadas eletrônicas K e 
L, nas faixas de energia de 10,4 a 59,8 keV e 74,8 a 89 keV. 
 
3.3.2. Pico de absorção K para o efeito fotoelétrico 
 
Para que o processo fotoelétrico ocorra com um elétron em particular, a energia do 
fóton não pode ser menor que a energia de ligação Be deste elétron no átomo. Para fótons 
com energia maior que Be, a probabilidade decresce à medida que cresce essa energia, 
isto é, a probabilidade de interação é máxima quando a energia do fóton for igual a energia 
de ligação Be. Nessa região de energia, a seção de choque atômica para o efeito 
fotoelétrico varia aproximadamente com (ℎ𝑣)−3. Mais de 80% das interações primárias 
são na camada K, quando a interação com essa camada é permitida (h v > BK). 
Quando a energia do fóton atinge a energia de ligação da camada K, há então uma 
descontinuidade na curva que descreve a probabilidade de interação em função da 
energia, chamada de pico de absorção K. A probabilidade de interação, que vinha 
decrescendo com o aumento da energia do fóton, sofre um acréscimo repentino, para 
depois cair novamente. Efeito similar ocorre com a camada L. A Figura 3.3 mostra essas 
características para o chumbo. 
 
81 
 
 
 
Figura 3.3 - Valores de secção de choque para efeito fotoelétrico para o 
chumbo, em função da energia da radiação. 
 
3.3.3. Efeito Compton 
 
No efeito Compton, o fóton é espalhado por um elétron de baixa energia de ligação, que 
recebe somente parte de sua energia, continuando sua sobrevivência dentro do material 
em outra direção e com menor energia. Como a transferência de energia depende da 
direção do elétron emergente e esta é aleatória, de um fóton de energia fixa podem resultar 
elétrons com energia variável, com valores de zero até um valor máximo. 
 Assim, a informação associada ao elétron emergente é desinteressante sob o 
ponto de vista da detecção da energia do fóton incidente. Sua distribuição no espectro de 
contagem é aleatória, aproximadamente retangular. A energia do fóton espalhado E´ 
depende da energia do fóton incidente E e do ângulo de espalhamento , em relação à 
direção do fóton incidente, dada pela expressão, 
 
𝐸𝛾
´ =
𝐸
1 + 𝛼(1 − 𝑐𝑜𝑠𝜃)
 
onde 
 
𝛼 =
𝐸𝛾
𝑚𝑜𝑐2
 
 
A energia do fóton espalhado é máxima para  = 0o e mínima para  = 180o. A 
energia cinética do elétron ejetado é máxima para este caso, e igual a, 
 
𝑇 = 𝑇𝑚𝑎𝑥 = 𝐸 
2𝛼
1 + 2𝛼
 
 
82 
 
 
 
Figura 3.4 - Representação do efeito Compton. 
 
Quando a energia de ligação dos elétrons orbitais se torna desprezível face à 
energia do fóton incidente, a probabilidade de ocorrência de espalhamento Compton 
aumenta consideravelmente. 
O efeito Compton se torna mais provável quando a energia da radiação gama 
incidente aumenta de valor, ou quando a energia de ligação do elétron que sofre a 
incidência possui um valor comparativamente menor, a ponto de, considerá-la desprezível 
em relação à da radiação incidente. 
O formalismo físico-matemático anteriormente descrito foi simplificado à 
semelhança de uma colisão mecânica e, assim, expressões para a energia do fóton 
espalhado, com um ângulo , e do elétron emergente, com um ângulo 𝜑, puderam ser 
obtidas facilmente. 
Nesta descrição, assim como para o efeito Fotoelétrico, considera-se que o fóton 
se comporta como um corpúsculo e o elétron como uma partícula livre. 
Entretanto, sabe-se que isto constitui aproximações pragmáticas, sem o tratamento 
quântico mais rigoroso. 
Na descrição da Física Quântica, a interação do fóton com o elétron, é tratada no 
formato de probabilidades de interação, que nada mais são que as secções de choque 
microscópicas. Nesta descrição, são envolvidos o formalismo de Dirac (ver: C. Cohen-
Tannoudjii, B. Diu, F. Laloé, Mécanique Quantique, Herman 1973) e o modelo de Klein-
Nishina (O. Klein, Y. Nishina: Z. der Physik 52, p.863 (1929)). 
O cálculo da secção de choque de espalhamento Compton, descreve o evento 
como resultado de doisprocessos, com diferentes estados intermediários: 
1) O fóton incidente E = hvo é totalmente absorvido pelo elétron, que então atinge 
um estado intermediário de momento hvo/c. Na transição para o estado final, o 
elétron emite o fóton E´ = hv´. 
2) O elétron que emitiu o fóton hv´, atinge um estado intermediário com momento (-
hv/c), ficando então presentes, dois fótons hvo e hv´. Na transição para o estado 
final, o fóton hvo é então absorvido pelo elétron. 
 
 
 
83 
 
Com esta descrição do processo de espalhamento Compton, a secção de choque 
total de colisão c, fica composta de uma secção de choque de espalhamento (emissão) 
da radiação gama sc e uma secção de choque de absorção de energia da radiação 
eletromagnética ac. Na Figura 3.5 são mostrados os valores da variação da secção de 
choque para espalhamento Compton em função da energia da radiação. 
 
 
Figura 3.5 - Valores de seção de choque para espalhamento Compton (e) 
em função da energia do fóton; eσa é a seção de choque de absorção e eσs é a 
seção de choque de espalhamento da radiação no Efeito Compton. 
 
3.3.4. Espalhamento Compton coerente ou efeito Rayleigh 
 
Em interações de fótons de baixa energia com elétrons muito ligados, pode ocorrer 
uma interação onde o átomo todo absorve o recuo e o fóton praticamente não perde 
energia, mudando simplesmente sua direção. Esse tipo de interação é denominado 
espalhamento Compton coerente ou efeito Rayleigh, e a direção de espalhamento 
predominante é para a frente. 
O efeito Rayleigh tem maior probabilidade de ocorrência para baixas energias dos 
fótons e para valores altos de Z. Para o carbono, o efeito Rayleigh ocorre na região dos 
20 keV de energia dos fótons e contribui com um máximo de 15% de participação na 
atenuação total. 
O efeito Rayleigh pode ser considerado como um caso particular do espalhamento 
Compton. 
 
3.3.5. Formação de par 
 
Uma das formas predominantes de absorção da radiação eletromagnética de alta 
energia é a produção de par elétron-pósitron. Este efeito ocorre quando fótons de energia 
superior a 1,022 MeV passam perto de núcleos de número atômico elevado, interagindo 
com o forte campo elétrico nuclear. Nesta interação, ilustrada na Figura 3.6, a radiação 
desaparece e dá origem a um par elétron-pósitron (2mc2 = 1,022 MeV), por meio da 
reação: 
cinéticaenergiaee   
84 
 
 
As duas partículas transferem a sua energia cinética para o meio material, sendo 
que o pósitron volta a se combinar com um elétron do meio e dá origem a 2 fótons, cada 
um com energia de 511 keV. 
 
Nota: No caso de ocorrer a formação de par num detector, dependendo de suas 
dimensões, a probabilidade de escape de um fóton ou mesmo até dos 2 fótons 
de 511 keV, pode ser significativa e, assim, no espectro, observam-se 3 picos 
de contagem; o primeiro correspondente à energia do fóton incidente, o 
segundo com energia desfalcada de 511 keV e o terceiro, desfalcado de 1,02 
MeV, correspondentes, respectivamente, à detecção total do fóton, aos escape 
simples e duplo. 
 
 
 
 
Figura 3.6 - Representação do efeito de produção de pares. 
 
 
3.3.6. Importância relativa dos efeitos fotoelétrico, Compton e produção de pares 
 
As interações fotoelétricas predominam para todos os materiais em energias de 
fótons suficientemente baixas, mas à medida que a energia cresce, o efeito fotoelétrico 
diminui mais rapidamente que o efeito Compton e este acaba se tornando o efeito 
predominante. Continuando a aumentar a energia do fóton, ainda que o efeito Compton 
decresça em termos absolutos, continua aumentando em relação ao efeito fotoelétrico. 
Acima da energia de alguns MeV para o fóton, a produção de pares passa a ser a principal 
contribuição para as interações de fótons. A Figura 3.7 mostra a variação da participação 
de cada um desses processos para a variação de Z e da energia dos fótons. A Figura 3.8 
mostra essa contribuição para o caso do carbono e do chumbo. 
 
85 
 
 
 
Figura 3.7 - Importância relativa dos diversos processos de interação dos 
fótons com a matéria em função da energia do fóton e do número atômico do 
material. 
 
 
 
 
Figura 3.8 - Probabilidade relativa de diferentes efeitos para fótons de 
diferentes energias no carbono e no chumbo. 
 
3.3.7. Coeficiente de atenuação linear total, μ 
 
Quando um feixe de radiação gama ou X incide sobre um material de espessura 
x, parte do feixe é espalhada, parte é absorvida pelos processos já descritos e uma fração 
atravessa o material sem interagir. A intensidade I do feixe emergente está associada à 
intensidade Io do feixe incidente, pela relação: 
86 
 
xeII  0
 
 
onde μ é a probabilidade do feixe sofrer atenuação devido a eventos de espalhamento 
Compton, absorção fotoelétrica ou formação de pares, sendo denominado de Coeficiente 
de Atenuação Linear Total. 
Assim, negligenciando as reações fotonucleares e o espalhamento Rayleigh, o 
coeficiente de atenuação linear total pode ser escrito como: 
 
 
 
 
onde 
σ é o coeficiente de atenuação linear Compton total (espalhamento e absorção), 
que é a probabilidade do fóton ser espalhado para fora da direção inicial do feixe 
pelo material absorvedor; 
κ é o coeficiente de atenuação devido ao efeito fotoelétrico; e 
τ é o coeficiente de atenuação linear devido à formação de par. 
 
A Figura 3.9 ilustra o processo de atenuação para um feixe de intensidade I0. 
 
 
 
Figura 3.9 - Atenuação de um feixe de fótons por um material de 
espessura X. 
 
3.3.8. Coeficiente de atenuação linear em massa 
 
O coeficiente de atenuação de um material para um determinado tipo de interação 
varia com a energia da radiação, mas depende, para um mesmo material, de seu estado 
físico ou fase. Assim, por exemplo, a água pode possuir valores diferentes de seus 
coeficientes de atenuação conforme esteja no estado de vapor, líquido ou sólido (gelo). 
Da mesma forma, o carbono depende de suas formas alotrópicas de apresentação: grafite, 
diamante ou pó sinterizado. 
Para evitar esta dificuldade, costuma-se tabelar os valores dos coeficientes de 
atenuação divididos pela densidade do material, tornando-os independentes de sua fase. 
O coeficiente de atenuação, assim tabelado, tem a denominação de Coeficiente Mássico 
de Atenuação ou Coeficiente de Atenuação em Massa (μ/ρ). 
87 
 
 
 
Figura 3.10 - Contribuição relativa dos diversos efeitos produzidos pela 
interação da radiação num material para o coeficiente de atenuação linear 
total. 
 
3.3.9. Coeficiente de atenuação e secção de choque microscópica 
 
Os efeitos fotoelétricos, Compton e formação de par, muitas vezes são expressos 
pelas suas secções de choque microscópica de interação, em que os vínculos entre seus 
valores e os coeficientes de atenuação são dado pelas expressões, 
 
Efeito Fotoelétrico: 
 
Af N
A
gcm 
1
)/( 2 


 
 
 
88 
 
Efeito Compton: 
 
Ae N
A
Z
gcm 


)/( 2
 
 
Formação de Par: 
 
Ap N
A
gcm 
1
)/( 2 


 
 
onde A é o número de massa (em g/mol), NA é o número de Avogadro = 6,02.10
23 (em 
átomos/mol) e Z é o número atômico. τf, σe e κp são as secções de choque microscópicas 
(em cm2/átomo) para os efeitos fotoelétrico, Compton e formação de pares, 
respectivamente. 
 
3.3.10. Coeficiente de atenuação linear total de uma mistura ou composto 
 
O coeficiente de atenuação linear em massa μ/ρ para uma mistura ou substância 
química composta é obtido pela relação: 
 
 
i
i
i
i w




 
 
onde wi é a fração em pesodo elemento i na mistura ou composto, μi é o coeficiente de 
atenuação do elemento i e ρi é a densidade do elemento i. 
Para compostos, esta expressão eventualmente pode falhar devido a efeitos de 
absorção ressonante de fótons em certas faixas de energia. 
 
3.3.11. Coeficiente de transferência de energia 
 
O coeficiente total de transferência de energia para interações com fótons, 
desprezando qualquer reação fotonuclear, é dado por: 
 







 trtrtrtr 
 
 
O coeficiente de atenuação linear total em massa μ/ρ está relacionado com o 
coeficiente de transferência de energia em massa por meio de seus componentes, 
 












 









h
mc
h
atr
22
11
 
 
onde 
 
/h é a fração emitida pela radiação característica no processo de efeito fotoelétrico 
(δ é a energia média emitida como radiação de fluorescência por fóton 
absorvido e h é a energia do fóton incidente); 
89 
 
a/ é a fração de energia do efeito que é efetivamente transferida, isto é, que não é 
levada pelo fóton espalhado; 
/.(1-2mc2/h) é a fração que resta no efeito de formação de pares, subtraindo-se a 
energia dos dois fótons de aniquilação; e 
h é a energia do fóton incidente. 
 
3.3.12. Coeficiente de absorção de energia 
 
A energia transferida dos fótons para a matéria sob a forma de energia cinética de 
partículas carregadas não é necessariamente toda absorvida. Uma fração g dessa energia 
pode ser convertida novamente em energia de fótons pela radiação de freamento. A 
energia absorvida dada pelo coeficiente de absorção μen é dada por: 
 
)1( gtren 




 
 
A fração g pode ser de um valor apreciável para interação de fótons de altas 
energias em material de número atômico elevado, mas normalmente é muito pequena para 
material biológico. 
Nas estimativas da dose absorvida nos materiais e tecidos, deve-se utilizar este 
coeficiente de absorção de energia e não o coeficiente de atenuação total. 
Valores dos coeficientes de atenuação em massa e de absorção de energia em 
massa associados aos elementos químicos e alguns compostos importantes utilizados em 
dosimetria e blindagem são fornecidos pelo site do National Institute of Standards and 
Technology (NIST) dosEstadosUnidos: 
www.physics.nist.gov/PhysRefData/XrayMassCoef/ em Summary, Table 3 e Table 4. 
 
 
3.4. INTERAÇÃO DE NÊUTRONS COM A MATÉRIA 
 
O nêutron possui grande massa e carga nula e por isso não interage com a matéria 
por meio da força coulombiana, que predomina nos processos de transferência de energia 
da radiação com partículas carregadas para a matéria. Por isso é bastante penetrante e, ao 
contrário da radiação gama, as radiações secundárias são frequentemente núcleos de 
recuo, principalmente para materiais hidrogenados, com alto poder de ionização. Além 
dos núcleos de recuo, existem os produtos de reações nucleares tipo (n, α), altamente 
ionizantes. 
A atenuação de um feixe de nêutrons por um material é do tipo exponencial, 
 
xtoteII
 0
 
 
onde I é a intensidade do feixe após a espessura x, I0 é a intensidade do feixe de nêutrons 
incidente e Σtot é a secção de choque macroscópica total para nêutrons com energia E. 
A secção de choque total é obtida por: 
 
 Ntot
 
onde 
 
N = número de núcleos por cm3 (= NA.ρ/A); 
90 
 
σ = secção de choque microscópica do elemento do material para energia E do 
nêutron (em barn = 10-24 cm2); 
NA = número de Avogadro (6,02.10
23 átomos/átomo grama ou mol); 
ρ = densidade do material (em g.cm-3); e 
A = número de massa expresso (em g). 
 
A secção de choque macroscópica total é a probabilidade do nêutron sofrer 
espalhamento ou captura, por unidade de comprimento. Desta forma, seu valor é dado 
pela soma das secções de choque de espalhamento e de captura. 
Para um material alvo composto de massa molecular M, densidade , número N 
de átomos da espécie i por cm3, a secção de choque macroscópica é obtida pela soma 
ponderada das secções de choque dos elementos que compõem a molécula, ou seja, 
 
Σ = 𝑁1𝜎1 + 𝑁2𝜎2 + ⋯+ 𝑁𝑖𝜎𝑖 =
𝜌𝑁𝐴
𝑀
(𝑛1𝜎1 + 𝑛2𝜎2 + ⋯+ 𝑛𝑖𝜎𝑖) 
 
onde ni é o número de átomos da espécie i na molécula do composto. 
 
O conceito inicial de secção de choque microscópica σ, era de caráter geométrico, 
ou seja, sabendo-se que o raio nuclear é da ordem de 10-12 cm, a sua área de impacto para 
uma partícula nele incidente seria da ordem de 10-24 cm2. Assim, o seu valor seria 
adequadamente expresso por uma unidade denominada de barn (sendo que 1 barn = 10-
24 cm2). 
Entretanto, apoiado nos dados experimentais e nos conceitos estabelecidos pela 
mecânica quântica, sabe-se que ela representa somente uma probabilidade de interação, e 
seu valor pode exceder, ou não, a correspondente área geométrica de impacto nuclear. 
Isto fica bem explicito nos valores da secção de choque de reação nas regiões de 
ressonância, por exemplo, de captura. 
Ao contrário das demais radiações, o nêutron tem facilidade de interagir com o 
núcleo atômico e, às vezes, ativá-lo. O material para a sua blindagem deve ter baixo Z 
para atenuar significativamente a energia do nêutron no processo de colisões sucessivas 
ou apresentar reação nuclear de captura para absorvê-lo. 
Fluxos intensos de nêutrons, mono e polienergéticos, podem ser gerados por 
reatores, artefatos nucleares, reações nucleares do tipo (α,n) com fontes de Am-Be, Po-
Be, Pu-Be, Ra-Be, etc., além de reações nucleares (γ,n), (p,n) produzidas em alvos 
expostos a aceleradores de partículas, cíclotrons, e outros tipos de máquinas. 
 
3.4.1. Classificação da energia dos nêutrons 
 
Os nêutrons apresentam propriedades de interação muito dependentes da sua 
energia. Existem faixas de energia em que ocorrem ressonâncias no processo de captura, 
o que interfere fortemente na taxa de reações nucleares. Estas ressonâncias constituem 
argumentos básicos para o comportamento quântico das interações entre partículas e 
núcleos. Por isso, dependendo de sua faixa de energia ele recebe denominações conforme 
é mostrado na Tabela 3.1. 
 
91 
 
Tabela 3.1 - Denominação dos nêutrons de acordo com sua energia. 
 
Denominação Energia 
Térmico 0,025 eV 
Epitérmico 0,025 eV ≤ E ≤ 0,4 eV 
Lento 1 eV ≤ E ≤ 10 eV 
Lento 300 eV ≤ E ≤ 1 MeV 
Rápido 1 MeV ≤ E ≤ 20 MeV 
 
3.4.2. Tipos de interação com nêutrons 
 
Reações com nêutrons podem ser, grosseiramente, classificadas em duas classes, 
denominadas de espalhamento e absorção. Nas reações de espalhamento, o resultado 
final envolve uma troca de energia entre as partículas em colisão, e o nêutron permanece 
livre após a interação. Nos processos de absorção, o nêutron é retido pelo núcleo e novas 
partículas são formadas. 
As reações de espalhamento podem ocorrer em duas maneiras, denominadas de 
espalhamento elástico e espalhamento inelástico. 
O espalhamento elástico ocorre quando o nêutron colide com um núcleo alvo de 
massa igual ou próxima à dele, como os materiais hidrogenados. Neste tipo de interação, 
há a conservação da energia cinética, o nêutron muda de direção e transfere parte de sua 
energia para o núcleo alvo. 
No espalhamento inelástico, o núcleo alvo tem massa maior que a dele, sendo por 
ele capturado, formando um núcleo composto num estado excitado, que decai num outro 
nêutron de menor energia e com a emissão do restante de energia sob a forma de radiação 
gama. Portanto, neste processo não há a conservação da energia cinética, pois parte da 
energia de movimento do nêutron inicial se converteu em energia gama. 
Nas reações de absorção ou de captura,os processos mais importantes são as de 
captura radiativa e a fissão. 
As reações de captura radiativa, do tipo (n,) ou com a emissão de partícula 
carregada do tipo (n,α) e (n,p) e, alguns casos especiais, (n,f) ou seja, fissão nuclear, 
ocorrem com muito mais frequência com nêutrons térmicos ou lentos. As reações com 
nêutrons rápidos são de baixa probabilidade e ocorrem com poucos núcleos. 
Uma das reações de grande importância na física de reatores, é a reação (n,p) que 
ocorre nos reatores refrigerados a ar ou água, onde existe grande quantidade de oxigênio 
disponível. Esta reação, gera o hidrogênio nascente no interior do reator e o 16N de meia-
vida de 7,13 s, emissor beta e duas radiações gama de alta energia E1=6,13 MeV (68%) 
e E2 = 7,11 MeV (4,9%), ou seja, 
 
𝑂8
16 + 𝑛0
1 → ( 𝑂8
17 ) → 𝐻 + 𝑁7
16
1
1 
 
As reações (n,) ocorrem com quase todos os elementos químicos, as (n,α) com 
poucos elementos, as (n,p) com poucos elementos e com massa pequena e, as (n,f) com 
os elementos físseis. 
Desta forma, a secção de choque total, medida em cm2 ou em barns, pode em 
primeira aproximação, ser expressa por: 
 
𝜎𝑡𝑜𝑡𝑎𝑙 = 𝜎𝑒𝑠𝑝 + 𝜎𝑐𝑎𝑝 + 𝜎𝑓𝑖𝑠𝑠ã𝑜 
 
 
92 
 
3.4.2.1. Ativação com nêutrons 
 
A incidência de nêutrons em uma amostra de um elemento químico simples ou 
substância composta pode provocar a ativação na maioria deles, por reações de captura. 
O nêutron é absorvido pelo núcleo e forma um novo isótopo, na sua grande maioria, 
instável ou radioativo. 
Este processo é denominado de reação de ativação com nêutrons. O radionuclídeo 
formado emite suas radiações gama características, no processo de decaimento, 
permitindo a sua identificação. Esta propriedade constitui a base de um dos métodos de 
análise de materiais, não destrutivo, pois pela coleta das energias e intensidades relativas, 
pode-se saber que elementos estáveis a amostra era composta e com que proporção. 
Se um feixe de nêutrons com intensidade 

 incidir sobre uma amostra com n0 
átomos de um elemento com secção de choque , o número de radionuclídeos formado 
será dado pela expressão: 
 
𝑑𝑁
𝑑𝑡
= 𝜙. 𝜎. 𝑛0 − 𝜆𝑁 
 
Então, 
 
𝑁(𝑡) = 𝜙. 𝜎. 𝑛0.
(1 − 𝑒−𝜆𝑡)
𝜆
 
 
𝐴 = 𝜆.𝑁(𝑡) = 𝜙. 𝜎. 𝑛0. (1 − 𝑒
−𝜆𝑡) 
 
onde, 
 = fluxo de nêutrons (nêutrons.cm-2.s-1); 
 = secção de choque microscópica (em cm2); 
n0 = número de átomos da amostra = m.NA/AM; 
m = massa da amostra (em g); 
AM = número de massa do elemento da amostra 
 constante de decaimento do núcleo formado (s-1) =0,693/T1/2; e 
T1/2 = meia-vida do núcleo formado (s). 
 
A atividade A de saturação, ou seja, com t  ∞, será, 
 
𝐴 = 𝜆.𝑁(𝑡) = 𝜙. 𝜎. 𝑛0 
 
Pois, 
(1 − 𝑒−𝜆𝑡) = 1 
 
3.4.2.2. Reação de fissão nuclear 
 
As reações de fissão induzidas por nêutrons ocorrem com maior frequência em 
alguns núcleos pesados, como por exemplo o 233U, 235U, 239Pu. Estes são denominados de 
núcleos físseis. Existem outros núcleos, como o 232Th e 238U, denominados de núcleos 
férteis que, ao capturarem um nêutron se transformam em 233Th e 239U, e decaem em 233U 
e 239Pu, que são físseis. 
93 
 
O nêutron, após ser absorvido pelo núcleo de 235U, forma o núcleo composto que 
é instável e inicia um processo de vibração coletiva, assumindo formas de elipsóides com 
excentricidades crescentes, até a atingir o formato de um oito, quando então se fissiona 
em dois fragmentos, na maioria das vezes, com massas atômicas diferentes. 
A separação dos fragmentos ocorre devido à crescente vibração da massa nuclear 
em crescente deformação, onde a repulsão coulombiana entre as cargas dos futuros 
núcleos exerce um papel fundamental, até que o potencial nuclear atinja o denominado 
ponto de sela, quando a recomposição do formato inicial pela tensão superficial e forças 
atrativas nucleares se torna fisicamente inviável. 
Os fragmentos, denominados de fragmento leve com uma massa atômica da 
ordem de 90 e o fragmento pesado da ordem de 140, são gerados sempre na forma esférica 
ou elipsoidal, nunca no formato hemiesférico. Esta tendência é causada pela busca, pelos 
fragmentos, por uma maior estabilidade nuclear, que seria alcançada com um número de 
partículas próximo de um dos números mágicos de camadas nucleares. 
Além dos fragmentos, são emitidos de 2 a 3 nêutrons prontos, radiações gama 
prontas. Esta denominação de pronta está associada às partículas emitidas juntamente 
com os fragmentos. As demais partículas emitidas, denominadas de partículas retardadas 
são emitidas pelos fragmentos (já separados) que são altamente instáveis. 
No caso em que os nêutrons originados numa fissão, após apropriada moderação, 
atingir outros núcleos de 235U, e fissioná-los, pode dar origem ao fenômeno denominado 
de criticalidade e, então, gerar uma reação nuclear de fissão em cadeia, numa quantidade 
de urânio, denominada de massa crítica conforme é mostrado na figura 3.11. 
 
 
 
Figura 3.11 - Representação da fissão em cadeia autosustentável, induzida pela 
absorção de neûtron, num reator nuclear. 
 
144
Ce
89
Sr
113
Ag
99
Tc
134
Cs
120
Sb
n
n
n
n
n
n
n
n
n






FISSÃO NUCLEAR
REAÇÃO EM CADEIA
236
U
137
Cs
96
Nb
n
n
n
n


235
U
MODERADOR
236
U
236
U
236
U
94 
 
Tabela 3.2 - Componentes da energia liberada na fissão nuclear dos núcleos 233U, 
235U e 239Pu. 
 
Produtos de fissão 
233U 
(MeV) 
235U 
(MeV) 
239Pu 
(MeV) 
Energia cinética do fragmento leve 99,1 ± 1 99,8 ± 1 101,8 ± 1 
Energia cinética do fragmento pesado 67,9 ± 0,7 68,4 ± 0,7 73,2 ± 0,7 
Energia dos nêutrons prontos 5,0 4,8 5,8 
Energia da radiação gama pronta ~ 7 7,5 ~ 7 
Energia da radiação beta dos produtos de 
fissão 
~ 8 7,8 ~ 8 
Energia da radiação gama dos produtos de 
fissão 
~ 4,2 6,8 ~ 6,2 
Energia total da fissão 192 195 202 
Neutrinos do decaimento beta 10 MeV/fissão 
 
Conforme Tabela 3.2, a energia da fissão que é utilizada na conversão em calor 
nos reatores nucleares, corresponde à soma das energias cinéticas dos fragmentos, cerca 
de 87%, com pequena contribuição das energias dos nêutrons e gamas prontos. As 
energias das radiações beta e gama dos fragmentos, pouco contribuem, pois muitos dos 
fragmentos possuem meias-vidas médias e longas, tempo suficiente para os elementos 
combustíveis sejam removidos do reator por estarem gastos. Além disso, existe uma 
perda de cerca de 5% da energia dos neutrinos por fissão. 
 
 
3.5. INTERAÇÃO DAS RADIAÇÕES DIRETAMENTE IONIZANTES COM A 
MATÉRIA 
 
3.5.1. Radiações diretamente ionizantes 
 
As radiações denominadas de diretamente ionizantes incluem todas as partículas 
carregadas, leves ou pesadas, emitidas durante as transformações nucleares e transferem 
a energia interagindo com os elétrons orbitais ou, eventualmente, com os núcleos dos 
átomos do material, por meio de processos de excitação, ionização, freamento e, para 
altas energias, de ativação. 
 
Nota: A ionização é o processo mais dominante e absorve, para cada tipo de 
matéria, determinada energia para a formação de um par elétron-íon. Por 
exemplo, no caso do ar seco e nas condições normais de temperatura e 
pressão, em média, a radiação ionizante necessita gastar (33,85 ± 0,15) eV 
na formação de um par elétron-ion. 
 
95 
 
3.5.2. Poder de freamento 
 
Ao atravessar um material, a partícula carregada transfere sua energia por meio 
dos processos de colisão e freamento, de tal maneira que, ao longo de uma trajetória 
elementar dx, a taxa de perda de energia pode ser expressa por:BN
vm
ze
dx
dE
S 
2
0
244 
 
onde 






 22
2
0 )1ln(ln 
I
vm
ZB
 
β = v/c; 
c = velocidade da luz; 
e = carga do elétron; 
v = velocidade da partícula; 
N = átomos/cm3 do material absorvedor = NA.ρ/A; 
z = carga da partícula incidente; 
Z = número atômico do material absorvedor; 
I = potencial de excitação e ionização, médio [ I=18 eV (H), 186 eV (ar) e 820 
eV (Pb)]; e 
m0 = massa de repouso da partícula. 
 
A relação S = dE/dx é denominada de taxa específica de perda de energia ou 
poder de freamento linear (linear stopping power). 
A perda específica de energia depende do quadrado da carga da partícula, 
aumentando quando a velocidade diminui, e a massa só afeta a forma de sua trajetória. 
Na Figura 3.12 são apresentados valores calculados de S para diferentes partículas 
incidentes no silício e germânio. 
 
 
 
Figura 3.12 - Variação do stopping power com a energia de partículas 
incidentes no silício e no germânio. 
96 
 
3.5.3. Poder de freamento de colisão e de radiação 
 
Desprezando-se as perdas devido às reações nucleares, existem dois componentes 
principais: um devido a perdas por colisões e outro devido a radiação de freamento, ou 
seja, 
 
700
)(
/
ZMeVE
dx
dE
dx
dE
com
dx
dE
dx
dE
S
CRRC


























 
 
O primeiro termo é denominado poder de freamento de colisão e o segundo poder 
de freamento de radiação. A importância dessa separação é que a energia perdida por 
colisão é normalmente absorvida próxima à trajetória, enquanto que a energia perdida por 
radiação é utilizada para criar fótons que podem interagir a distâncias grandes em relação 
ao ponto em que foram gerados e, portanto, a energia é dissipada longe do ponto da 
interação primária. 
 
3.5.4. Poder de freamento restrito ou LET 
 
Para se obter o valor da energia depositada nas imediações da trajetória de uma 
partícula carregada, é importante descontar as perdas que ocorrem longe dela. Elétrons 
podem gerar, na interação, fótons de freamento que tem chance de serem absorvidos longe 
da trajetória da partícula incidente. Por exemplo, um fóton de 50 keV pode atravessar até 
1 cm de tecido humano, antes de ser absorvido. Da mesma forma, elétrons de alta energia, 
denominados de raios δ, gerados em colisões com alta transferência de energia podem 
dissipar sua energia longe do local da interação. 
Por isso, é necessário estabelecer limites para a contabilização da energia 
transferida no entorno da trajetória da partícula, inclusive o valor da sua energia cinética 
final de corte. O poder de freamento, assim considerado, é denominado de poder de 
freamento restrito (restricted stopping power), que recebe a denominação de 
transferência linear de energia (LET = Linear Energy Transfer). 
 
3.5.5. Alcance de partículas carregadas em um material (range) 
 
Com as constantes colisões e eventual emissão de radiação de freamento, as 
partículas carregadas penetram num meio material até que sua energia cinética entre 
em equilíbrio térmico com as partículas do meio, estabelecendo um alcance R no meio 
absorvedor, após um percurso direto ou em zig-zag. As partículas pesadas, como alfa e 
fragmentos de fissão, têm uma trajetória praticamente em linha reta dentro do material, 
ao contrário da dos elétrons que é quase aleatória. Para cada tipo de partícula pode-se 
definir um alcance, utilizando variações da definição provenientes de dificuldades 
experimentais em sua determinação. 
 
3.5.5.1. Alcance médio 
 
Utilizando-se um gráfico de representação da intensidade de feixe I após uma 
espessura x penetrada dentro de um material pela intensidade I0 de incidência, em função 
de x, o alcance médio é definido como a espessura Rm, quando a razão I/I0 cai pela 
metade, conforme mostra a Figura 3.13. 
 
 
97 
 
3.5.5.2. Alcance extrapolado 
 
Na Figura 3.13, pode-se tomar o valor Re obtido no eixo X como o valor para o 
alcance R, uma vez que a posição final da partícula não é bem definida. O valor obtido 
dessa forma é denominado alcance extrapolado. 
 
3.5.5.3. Alcance máximo 
 
Alcance máximo Rmax corresponde ao maior valor penetrado dentro de um 
material, por uma partícula, com uma determinada energia. Este valor constitui um 
conceito estatístico, mas, no gráfico da Figura 3.13, corresponde ao valor assintótico da 
curva de I/I0 em função da espessura x. 
 
 
 
Figura 3.13 - Definição do alcance Re e Rm para partículas alfa e elétrons. 
 
 
3.6. INTERAÇÃO DE ELÉTRONS COM A MATÉRIA 
 
Elétrons perdem energia principalmente pelas ionizações que causam no meio 
material e, em segunda instância, pela produção de radiação de freamento 
(bremsstrahlung). Como são relativamente leves, sua trajetória é irregular, podendo ser 
defletidos para a direção de origem, conforme mostra a Figura 3.14. 
 
 
Elétrons
incidentes
Elétrons
transmitidos
e espalhados
Elétrons
retro-espalhados
Elétrons
absorvidos 
 
 
Figura 3.14 - Espalhamento de elétrons em um material. 
 
98 
 
3.6.1. Alcance para elétrons monoenergéticos 
 
Se um feixe colimado de elétrons monoenergéticos incidir em um material 
absorvedor, mesmo pequenos valores de espessura de absorvedor irão levar à perda de 
elétrons do feixe detectado, uma vez que o espalhamento de elétrons efetivamente os 
removerá da direção do fluxo que atinge o detector. 
Dessa forma, a representação gráfica do número de elétrons detectado versus 
espessura do absorvedor irá decrescer imediatamente desde o início, atingindo 
gradualmente o valor nulo para espessuras maiores do absorvedor. Os elétrons que mais 
penetram no absorvedor são aqueles cuja trajetória foi menos alterada com as interações. 
A Figura 3.15 mostra a variação da relação entre a intensidade I0 de um feixe de 
elétrons monoenergéticos incidente e a intensidade do feixe transmitido I para uma 
espessura de material absorvedor. 
 
 
 
Figura 3.15 - Alcance de elétrons monoenergéticos. 
 
O conceito de alcance é menos definido para elétrons rápidos que para partículas 
pesadas, uma vez que o caminho total percorrido pelos elétrons é consideravelmente 
maior que a distância de penetração na direção do seu movimento incidente. 
Normalmente o alcance para os elétrons é obtido pelo alcance extrapolado, prolongando-
se a parte linear inferior da curva de penetração versus espessura, até interceptar o eixo 
das abscissas. Essa distância é suficiente para garantir que quase nenhum elétron 
ultrapasse a espessura do absorvedor. A Figura 3.1 mostra o alcance de elétrons em 
materiais usados como detectores, como o iodeto de sódio e o silício. 
 
 
Figura 3.16 - Relação alcance x energia para elétrons absorvidos no silício e no 
germânio. 
 
99 
 
Quando o alcance é expresso em distância x densidade (densidade superficial ou 
espessura em massa), os seus valores, para a mesma energia do elétron, praticamente não 
se alteram, apesar da grande diferença entre os materiais, como mostra a figura 3.17, para 
o alcance de elétrons no Si e no NaI, com densidades de 3,67 e 2,33 g/cm3, 
respectivamente. 
 
 
Figura 3.17 - Alcance de elétrons no silício (ρ = 2,33 g/cm3) e no iodeto de 
sódio (ρ = 3,67 g.cm-3), materiais muito usados em detectores. 
 
3.6.2. Atenuação das partículas beta 
 
As partículas beta são atenuadas exponencialmente na maior parte de seu alcance 
num meio material, e o coeficiente de atenuação apresenta uma dependência com a 
energia máxima do espectro beta. A atenuação exponencial é o resultadode uma 
complexa combinação do espectro contínuo em energia da radiação beta, com a atenuação 
isolada de cada elétron. A determinação da atenuação da radiação beta por um absorvedor 
conhecido serve como modo preliminar de determinação de sua energia máxima. 
 
Algumas vezes é definido um coeficiente de absorção η dado por: 
 
xe
I
I  
0
 
 
onde I0 é a taxa de contagem sem o absorvedor, I é a taxa de contagem com o absorvedor 
e x é a espessura do absorvedor (em g.cm-2). 
 
 
100 
 
 
 
Figura 3.18 - Atenuação de partículas beta no alumínio, no cobre e na prata. 
 
3.6.3. Alcance das partículas beta 
 
Apesar das partículas beta não possuírem um alcance preciso, existem várias 
relações semi-empíricas para determinação do alcance em função da energia, tais como: 
 
R = 0,542.E - 0,133 (g/cm2) para E > 0,8 MeV 
R = 0,407.E1,38 (g/cm2) para 0,15 < E < 0,8 MeV 
R = 0,530.E - 0,106 (g/cm2) para 1 < E < 20 MeV 
 
Na Figura 3.18 são apresentados valores do alcance de elétrons em diversos meios 
materiais. Na Figura 3.19 são apresentadas as perdas de energia por colisão e por radiação 
para elétrons no ar, na água e em grafite. 
É bom salientar que estas expressões semi-empíricas para calcular o alcance das 
partículas podem ter fórmulas ou valores dos coeficientes diferentes em cada época e para 
cada autor da fórmula. Isto se deve à qualidade, quantidade e forma dos ajustes dos dados 
experimentais disponíveis até então. 
 
101 
 
 
 
Figura 3.19 - Alcance de partículas beta em vários materiais (densidade em 
g.cm-3): (1) Ferro = 7,8; (2) Pirex = 2,60; (3) PVC = 1,38; (4) Plexiglass = 
1,18; (5) Ar = 0,0013. 
 
 
 
Figura 3.20 - Perda de energia de elétrons na matéria. 
 
3.6.4. Poder de freamento para elétrons de alta energia 
 
São apresentados na Figura 3.19 os valores de S/ρ (mass stopping power) em 
função da energia de elétrons em diferentes meios absorvedores. Conforme se pode 
observar, os valores do poder de freamento em massa dependem pouco da densidade dos 
materiais. 
102 
 
3.6.5. Valor efetivo de (Z/A) de um material 
 
Em muitos casos, é necessário obter o valor efetivo de (Z/A) de um material 
composto, utilizando valores tabelados para cada um de seus elementos químicos 
componentes. A maneira mais simples de se obter é por meio da média ponderada, 
expressa por: 
 














...
...)(
1
3
3
3
2
2
2
1
1
1
321 A
Z
a
A
Z
a
A
Z
a
aaaA
Z
ef
 
 
onde ai é a fração, em pêso, de átomos com número atômico Zi e massa atômica Ai. 
 
Na Tabela 3.3 são dados valores de (Z/A)ef para alguns materiais. 
 
Tabela 3.3 - Valores de (Z/A)ef de alguns materiais utilizados em dosimetria 
das radiações. 
 
Material Densidade (g.cm-3) (Z/A)ef 
Água 1 0,557 
Plástico Tecido-equivalente 1,055 0,556 
Lucite 1,18 0,538 
 
 
 
3.7. INTERAÇÃO DAS PARTÍCULAS α COM A MATÉRIA 
 
As partículas α perdem energia basicamente por ionização, e o perfil da curva de 
ionização versus a distância percorrida se mantém praticamente o mesmo, nele 
destacando 3 regiões importantes: 
 
a. A partícula α, inicialmente com grande velocidade, interage por pouco tempo com 
os elétrons envoltórios dos átomos do meio e, assim, a ionização é pequena e quase 
constante; 
b. À medida que a partícula α vai perdendo velocidade, ela passa a interagir mais 
fortemente com os elétrons envoltórios dos átomos do meio e o poder de ionização 
vai aumentando até chegar a um máximo, quando captura um elétron do meio, e 
passa do íon +2 para um íon +1; 
c. A carga da partícula α caindo de +2 para +1, faz o seu poder de ionização cair 
rapidamente até chegar a zero, quando o íon +1 captura um outro elétron e se torna 
um átomo de hélio, neutro. 
 
A Figura 3.21 mostra a taxa de perda de energia (poder de freamento) de partículas 
alfa de alguns MeV de energia inicial, em função da distância percorrida. Observa-se que 
a taxa de perda de energia é muito maior no final da trajetória da partícula. 
103 
 
 
 
Figura 3.21 - Taxa de perda de energia de partículas alfa na interação com 
um meio material. 
 
3.7.1. Alcance das partículas α 
 
A penetração das partículas alfa é muito reduzida, incapaz de ultrapassar a 
espessura da pele humana. Pela Figura 3.22 pode-se avaliar o alcance no ar de partículas 
alfa em vários materiais, em função de sua energia. Observa-se que o alcance é menor 
para materiais mais densos e que aumenta com a energia da partícula. O valor do alcance 
no ar pode ser estimado semi-empiricamente por expressões do tipo: 
 
2/3318,0 ER 
 
 
onde <R> é o valor médio do alcance (em cm) e E é a energia da partícula alfa (em MeV). 
Esta relação é válida para a faixa de energia de 3 a 7 MeV, que abrange quase a 
totalidade dos valores de energia das partículas alfa emitidas 
Na Figura 3.22 são apresentados os valores de Rρ e R para diferentes meios 
absorvedores. 
 
 
 
Figura 3.22 - Alcance de partículas alfa em vários materiais (densidades g.cm-3): 
(1) Ar = 0,0013; (2) Tecido = 1,0; (3) Alumínio = 2,70; (4) Cobre = 8,96. 
 
3.7.2. Alcance e atenuação das radiações no ar e no tecido humano 
 
Conforme foi descrito, as partículas carregadas quando interagem com um 
material, nele penetram até transferir toda sua energia, ou seja, possuem um alcance 
(range), cujo valor depende da sua energia, da densidade e tipo de material. Já as 
radiações eletromagnéticas, tipo gama e X, não possuem alcance, mas atenuação 
104 
 
exponencial, dependente da sua energia e das características do material. A Tabela 3.4 
mostra o alcance em (cm) ou o percentual de atenuação das radiações em 100 cm de Ar e 
1 cm de Tecido Humano. 
 
Tabela 3.4 - Exemplo de interação das radiações ionizantes com o ar e tecido humano. 
 
Tipo de 
radiação 
Energia 
(MeV) 
Material de interação 
Ar Tecido humano 
Alcance 
(cm) 
Atenuação 
(%) 
X=100 cm 
Alcance 
(cm) 
Atenuação 
(%) 
X=1 cm 
Alfa 5,5 4 - 0,005 - 
Beta 1 300 - 0,4 - 
Gama 1 - 0,8 - 6,9 
Raio X 
0,030 - 7,7 - 30 
0,060 - 4,2 - 17,5 
 
 
3.8. INTERAÇÃO DE FRAGMENTOS DE FISSÃO COM A MATÉRIA 
 
Fragmentos de fissão são íons de átomos de número de massa médio, com alta 
energia cinética e carga elevada, oriundos da fissão nuclear. Quando um núcleo de 235U, 
absorve um nêutron térmico e fissiona, gera dois núcleos e 2 a 3 nêutrons. As massas dos 
núcleos gerados em uma fissão com nêutrons térmicos normalmente se distribuem em 
torno de dois valores bem diferentes de número de massa A, um em torno de 90 e outro 
de 140. 
A perda de energia de um fragmento de fissão através da matéria se efetua quase 
que totalmente por colisão e ionização. Apesar das energias cinéticas serem elevadas, 
atingindo 130 MeV, suas velocidades iniciais não são tão altas devido à sua massa. A 
velocidade de um fragmento leve corresponde mais ou menos a de uma partícula alfa de 
4 MeV. 
Devido a alta carga iônica, a ionização específica é elevada, mas devido a sua 
baixa velocidade, a ionização decresce ao longo da trajetória, o que não ocorre com as 
partículas alfa ou com os prótons. Isso é consequência do decréscimo contínuo da carga 
iônica do fragmento, que pode iniciar com +17e, ao capturar elétrons do meio material. 
No processo de fissão, a energia cinética dos fragmentos apresenta valores 
distribuídos entre 40 MeV e 130 MeV, com dois picos proeminentes centrados em 68,1 
MeV e 99,23 MeV para o 235U e 72,86 MeV e 101,26 MeV para o 239Pu correspondentes, 
respectivamente, aosvalores médios das energias cinéticas dos fragmentos pesado e leve 
do núcleo fissionado. 
Quando a velocidade dos fragmentos de fissão, num meio material, se aproxima 
de 2 106 m.s-1, a perda média de energia por unidade de trajetória novamente aumenta, 
ao contrário do comportamento de -dE/dx da partícula alfa. Esse aumento está associado 
a um novo mecanismo de perda de energia, que são as colisões com os núcleos atômicos. 
Tais colisões são mais prováveis para valores menores da energia do fragmento e valores 
maiores de sua carga. 
105 
 
 
3.8.1. Alcance de fragmentos de fissão 
 
A trajetória dos fragmentos num meio material é linear, sofrendo distorções 
somente no seu final devido às colisões com núcleos, que são a causa básica da sua 
difusão. O alcance de um fragmento leve é maior do que o de um pesado devido à maior 
energia cinética média e menor carga iônica. 
O alcance do fragmento leve, de massa média, no ar é cerca de 2,2 cm. Dentro do 
próprio material, o fragmento leve (médio) tem um alcance de 11,3 mg.cm-2, e o 
fragmento pesado (médio) da ordem de 9 mg.cm-2, correspondente a cerca de 0,006 mm 
e 0,0047 mm, respectivamente. 
 
 
3.9. TEMPO DE PERCURSO 
 
O tempo requerido para uma partícula carregada parar num meio absorvedor pode 
ser obtido do alcance e da velocidade média, usando 
 
E
m
R
E
mc
Kv
R
v
R
t A7
2
102,1
2



 
 
onde R é o alcance (em m), v é a velocidade inicial da partícula (em m.s-1), K é a constante 
de proporcionalidade (= 0,5 ou 0,6), mA é a massa da partícula em unidade de massa 
atômica e E é a energia da partícula incidente (em MeV). 
 
 
3.10. PROCESSOS INTEGRADOS DE INTERAÇÃO: DISSIPAÇÃO DE 
ENERGIA 
 
Quando uma radiação muito energética interage com a matéria, ela desencadeia 
um número grande de processos que envolvem a transferência de energia para outras 
partículas assim como a criação de outros tipos de partículas que, por sua vez, também 
vão interagir com a matéria. 
Dessa forma, um fóton muito energético pode dar origem a um par elétron-
pósitron, que pode gerar raios X de freamento, e assim por diante. A Figura 3.22 procura 
esquematizar a descrição desses processos. A energia é finalmente dissipada sob a forma 
de calor e de alterações no estado de ligação da matéria. 
 
106 
 
 
 
Figura 3.23 - Processos integrados de interação. 
 
107 
 
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS 
 
 
Attix, Roesch, Tochilin, Radiation Dosimetry, Vol. I, Academic Press, 1966. 
 
www.physics.nist.gov/PhysRefData/XrayMassCoef/ em Summary, Table 3 e Table 4. 
 
K.C. Chung, Introdução à Física Nuclear, Ed. UERJ, Rio de Janeiro, RJ, 2001. 
 
Samuel Glasstone and Alexander Sesonske, Nuclear Reactor Engineering, D.Van 
Nostrand Company, Inc., Princeton, New Jersey, USA, 1962. 
 
G. Robert Keepin, Physics of Nuclear Kinetics, Addison Wesley Publishing Company 
Inc., Massachusetts, USA, 1965. 
 
108 
 
CAPÍTULO 4 
 
 
EFEITOS BIOLÓGICOS DA RADIAÇÃO 
 
 
4.1. ESTRUTURA E METABOLISMO DA CÉLULA 
 
4.1.1. Estrutura básica da célula 
 
Embora as células sejam muito diferentes na aparência, tanto externa quanto 
interna, certas estruturas são comuns às células animais e vegetais. Assim, elas são 
envolvidas por uma membrana citoplasmática e contêm, na maioria dos casos, um núcleo 
facilmente identificável. No líquido que preenche a célula, o citoplasma, são vistas 
organelas envolvidas por membranas, o retículo endoplasmático e o complexo de Golgi. 
As células vegetais têm, além da membrana celular, uma parede mais rígida. Na Figura 
4.1. são apresentados diagramas de células típicas de animais e vegetais. 
A função da membrana, além de proteger e estabelecer os limites físicos da célula, 
está associada ao fato de que todos os nutrientes, secreções e rejeitos precisam passar por 
esta barreira. A membrana tem aproximadamente 7,5 nm de espessura, é composta 
primariamente de fosfolipídeos (20 a 30%) e proteínas (50 a 70%). Ao contrário das 
paredes das células de muitos vegetais, que é feita em 98% de celulose, a membrana 
celular precisa de constante renovação química. Por meio de uma substância denominada 
de pectina, que é uma mistura de polissacarídeos, as células se acoplam às vizinhas, por 
meio da membrana celular. 
 
 
 
 
Figura 4.1 - Diagramas típicos de células animal e vegetal. 
 
No núcleo existem três componentes: nucleoplasma, cromossomos e os nucléolos. 
Os cromossomos consistem de ácido desoxirribonucleico (DNA) e proteína. Nas células 
não reprodutivas, os cromossomos são finos filamentos que, durante a divisão celular, 
formam uma massa espessa e podem ser facilmente identificados. Os nucléolos são 
pequenos corpos que contêm nucleoproteínas, a maioria na forma de ácido ribonucléico 
(RNA). O nucleoplasma contém proteína e sais. 
O complexo de Golgi consiste de sacos membranosos achatados com vesículas 
esféricas nas extremidades, e é o principal responsável pelo transporte seguro dos 
compostos sintetizados para o exterior da célula e pela proteção contra o ataque de suas 
próprias enzimas. 
109 
 
4.1.2. Metabolismo celular 
 
Embora as membranas tenham uma permeabilidade seletiva, seria incorreto supor 
que grandes moléculas ou partículas penetrem na célula. Existe um mecanismo 
denominado de pinocitose, que permite que partículas e moléculas inicialmente no meio 
exterior, consigam habitar o interior da célula. Na pinocitose, formam-se inicialmente, 
pequenos vacúolos e canais no citoplasma, induzidos por aminoácidos, proteínas, sais e 
enzimas, que envolvem a partícula, crescem e posteriormente se fecham, já com a 
partícula no interior da célula. É um mecanismo diferente do transporte ativo, em que o 
movimento de moléculas é regido pelo gradiente de concentração, ou seja, os solventes 
passam de uma região de baixa concentração de soluto para uma com alta concentração 
de soluto, pelo mecanismo denominado de osmose. Em certos casos, o soluto atravessa a 
membrana semipermeável permanecendo no lado de menor concentração, num 
mecanismo de difusão simples. 
 
4.1.3. Fases da vida celular 
 
4.1.3.1. O ciclo celular 
 
 As células dos organismos não tem estrutura e funcionamento permanentes. Elas 
possuem um ciclo de vida, denominado de Ciclo Celular, ilustrado na Figura 4.2. 
 
 
 
 
Figura 4.2 - Representação das fases do ciclo celular e detalhamento da fase 
Mitótica. 
 
As modificações básicas da célula em cada fase são as seguintes: 
 
G1 = período de biossíntese (RNA, proteínas, enzimas, etc.) no qual a célula 
cresce de volume e sintetiza proteínas, ribossomas, etc., até o ponto de 
restrição, que após avaliação, evolui para a fase seguinte ou caminha 
para a fase G0. 
110 
 
S = fase de síntese do DNA. Cada cromossomo é duplicado 
longitudinalmente, passando a ser formado por 2 cromatídeos ligados 
pelo centrômero. 
G2 = fase que conduz à mitose e que permite formar estruturas a ela 
diretamente ligadas; síntese de biomoléculas essenciais à mitose 
Fase Mitótica = fase de reprodução da célula. 
 
Assim a célula possui um período de vida denominado de interfase, constituído 
pelas fases G1, S e G2 e um período de reprodução denominado de fase mitótica. 
A duração do ciclo celular depende de cada tipo de célula. Para fins de 
exemplificação e comparação entre os tempos de cada fase, a Tabela 4.1 ilustra os valores 
de duração relativos. 
 
Tabela 4.1 - Duração estimada das fases de um tipo de célula 
 
Fases da célula 
Interfase 12 a 30 h 
Mitótica 
Prófase 1 a 2 h 
Metáfase 5 a 15 min 
Anáfase 2 a 10min 
Telófase 10 a 30 min 
 
4.1.3.2. Reprodução celular 
 
As células se reproduzem pelo processo de mitose ou bipartição. Neste processo 
podem ser identificadas 4 fases: prófase, metáfase, anáfase e telófase. 
No início da prófase, os cromossomos não aparecem duplicados, embora o DNA 
seja duplicado antes do início da mitose. No meio da prófase, os cromossomos aparecem 
duplicados. 
Na metáfase, os cromossomos se alinham num plano e se acoplam às fibras do 
fuso mitótico. 
Os cromossomos se separam e se movem para os polos da célula, durante a 
anáfase. 
Ao final da telófase surgem duas células- filhas, ambas contendo cópia de todo o 
material genético da célula inicial. Estas fases podem ser ilustradas na Figura 4.3. 
111 
 
 
 
Figura 4.3 - Fases da mitose celular. 
 
 
4.2. INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM O TECIDO BIOLÓGICO 
 
4.2.1. Formas e tipos de irradiação 
 
A correlação entre a exposição à radiação ionizante e os efeitos biológicos 
induzidos no homem foi estabelecida, inicialmente, pela observação de efeitos danosos 
em pessoas nas primeiras exposições com raios X, e em exposições com radionuclídeos 
sofridas pelos pioneiros das descobertas sobre radioatividade. 
 Entretanto, para o seu detalhamento, foi necessária a adoção de modelos de 
exposição e hipóteses baseadas em extrapolações, uma vez que dependia claramente, da 
quantidade, forma e período de exposição, bem como de expectativas de concretização 
dos efeitos, em termos de sua observação, no tempo. Isto porque os dados experimentais 
disponíveis eram relacionados a exposições com doses elevadas, a acidentes radiológicos, 
às observações nas vítimas de Hiroshima e Nagasaki ou a experiências com cobaias. 
As conclusões dos estudos iniciais poderiam ter comparações e confirmações 
diretas em pacientes submetidos a tratamento de radioterapia ou em experiências em 
cobaias, onde propositadamente as doses são elevadas. Entretanto, para o estabelecimento 
de recomendações de segurança para o trabalho rotineiro com a radiação ionização em 
suas diversas aplicações, aonde as doses são mantidas duas a quatro ordens de grandeza 
menores que as anteriormente citadas, a observação dos efeitos biológicos fica ofuscada 
pela ocorrência de muitos outros efeitos, provocados por outros agentes físicos ou 
químicos, inclusive ambientais. 
Um modelo conservativo em termos de proteção radiológica seria a correlação 
linear entre dose e efeito, mesmo para baixos valores de dose. Este modelo, utilizado até 
hoje, se baseia numa extrapolação para doses muito baixas, do ajuste da curva obtida entre 
dose e efeitos biológicos observados em valores elevados. Questiona-se, como é óbvio, 
da sua validade científica, pois poderia estar ignorando possíveis valores limiares para 
112 
 
certos efeitos, ou minimizando a ocorrência de alguns outros efeitos, devido a influência 
e comportamento de outros fatores nesta região de baixas doses. 
 
 
 
Figura 4.4 - Modelo de extrapolação linear (curva a) para a correlação entre 
dose-efeito biológico, onde não são contabilizados possíveis efeitos de 
aumento da probabilidade de ocorrência na região de doses baixas (curva b) 
ou da existência de limiares ou de fatores de redução da incidência dos efeitos 
até então desconhecidos (curva c). 
 
4.2.1.1. Exposição única, fracionada ou periódica 
 
A exposição do homem ou parte de seus tecidos à radiação, pode ter resultados 
bastante diferenciados, se ela ocorreu de uma única vez, de maneira fracionada ou se 
periodicamente. As exposições únicas podem ocorrer em exames radiológicos, como por 
exemplo, uma tomografia; de maneira fracionada, como no tratamento radioterápico; ou 
periodicamente, como em certas rotinas de trabalho com material radioativo em 
instalações nucleares. 
Para uma mesma quantidade de radiação, os efeitos biológicos resultantes podem 
ser muito diferentes. Assim, se ao invés de fracionada, a dose aplicada num paciente em 
tratamento de câncer, fosse dada numa única vez, a probabilidade de morte seria muito 
grande. A exposição contínua ou periódica que o homem sofre da radiação cósmica, 
produz efeitos de difícil identificação. O mesmo não aconteceria, se a dose acumulada 
em 50 anos fosse concentrada numa única vez. 
A Figura 4.5 mostra o percentual de sobrevivência de células de mamíferos 
quando irradiadas com exposição única ou fracionada. 
 
 
113 
 
 
 
Figura 4.5 - Transformação de células expostas à radiação do 60Co e nêutrons 
do espectro de fissão, com exposições únicas e fracionadas. 
 
4.2.1.2. Exposição de corpo inteiro, parcial ou colimada 
 
Um trabalhador que opera com material ou gerador de radiação ionizante pode 
expor o corpo todo ou parte dele, durante sua rotina ou num acidente. Um operador de 
gamagrafia sofre irradiação de corpo inteiro, na sua rotina de expor, irradiar a peça, 
recolher e transportar a fonte. Em alguns acidentes, como a perda e posterior resgate da 
fonte de irradiadores, pode expor mais as extremidades que outras partes do corpo. Uma 
pessoa que manipula radionuclídeos, expõe bastante suas mãos. 
No tratamento radioterápico, a exposição do tumor a feixes colimados de radiação 
é feita com muita precisão e exatidão. 
 
4.2.1.3. Exposição a feixes intensos, médios e fracos 
 
Na esterilização e conservação de frutas, especiarias, peixes e carnes, com 
radiação gama, as doses aplicadas chegam a 10 kilograys (kGy) e em radioterapia, a 2 Gy 
por aplicação. São feixes intensos e capazes de induzir à morte uma pessoa, se aplicados 
de uma única vez e no corpo todo. Os feixes utilizados em radiologia são de intensidade 
média, comparativamente, pois atingem alguns miligrays (mGy), e não devem ser 
recebidos por uma pessoa com muita frequência, sob pena de sofrer algum dano 
biológico. A radioatividade natural induz ao homem doses de radiação da ordem de 1 
mGy por ano. Poucos são os efeitos identificáveis e atribuídos exclusivamente à este tipo 
de radiação. 
 
4.2.1.4. Exposição a fótons, partículas carregadas ou a nêutrons 
 
A grande maioria das práticas com radiação ionizante envolve fótons provenientes 
de fontes de radiação gama ou geradores de raios X como as de radiodiagnóstico, 
radioterapia, radiografia industrial e medição de nível e densidade. Nas instalações 
nucleares, nos reatores, além dos fótons, existem fluxos de nêutrons gerados na fissão 
dentro dos elementos combustíveis e que atingem as áreas de manutenção e operação da 
114 
 
máquina. Alguns medidores de nível, de densidade e instrumentos para prospecção de 
petróleo, utilizam fontes e geradores de nêutrons. Os feixes de partículas carregadas têm 
nos aceleradores lineares de elétrons, nos cíclotrons com feixes de prótons e nos 
radionuclídeos emissores beta e alfa, os principais representantes. 
Os fótons e nêutrons constituem as radiações mais penetrantes e causam danos 
biológicos diferentes conforme a taxa de dose, energia e tipo de irradiação. Os feixes de 
elétrons têm um poder de penetração regulável, conforme a energia estabelecida na 
máquina aceleradora. A radiação beta proveniente de radionuclídeos em aplicadores 
oftalmológicos e dermatológicos tem alcance de fração de milímetro no tecido humano. 
As radiações alfa são muito pouco penetrantes, mas doses absorvidas devido a 
radionuclídeos de meia-vida curta incorporados nos sistemas respiratório ou digestivo de 
uma pessoa podem causar danos 20 vezes maiores que iguais valores de doses de 
radiação X, gama ou beta. 
 
4.2.2. Danos celulares 
 
O processo de ionização, ao alterar os átomos, pode alterar a estrutura das 
moléculas que os contêm. Se a energia de excitação ultrapassara energia de ligação entre 
os átomos, pode ocorrer quebra das ligações químicas e consequentes mudanças 
moleculares. Da energia transferida pela radiação ao tecido, metade dela induz 
excitações, cujas consequências são menores que as de ionização. 
Se as moléculas alteradas compõem uma célula, esta pode sofrer as consequências 
de suas alterações, direta ou indiretamente, com a produção de radicais livres, íons e 
elétrons. Os efeitos da radiação dependem da dose, taxa de dose, do fracionamento, do 
tipo de radiação, do tipo de célula ou tecido e do indicador (endpoint) considerado. Tais 
alterações nem sempre são nocivas ao organismo humano. Se a substância alterada possui 
um papel crítico para o funcionamento da célula, pode resultar na alteração ou na morte 
da célula. Em muitos órgãos e tecidos o processo de perda e reposição celular, faz parte 
de sua operação normal. Quando a mudança tem caráter deletério, ela significa um dano. 
Na Figura 4.6 tem-se um quadro representativo dos diversos processos induzidos 
pelas interações da radiação ionizante no tecido humano e a estimativa de duração de cada 
processo. 
 
115 
 
 
 
Figura 4.6 - Quadro representativo dos diversos processos envolvidos na 
interação da radiação ionizante com as células do tecido humano, e o tempo 
estimado para sua ocorrência. 
 
Dos danos celulares, os mais importantes são os relacionados à molécula do 
DNA. As lesões podem ser quebras simples e duplas da molécula, ligações cruzadas (entre 
DNA-DNA, entre DNA-proteínas), alterações nos açúcares ou em bases (substituições ou 
deleções). Alguns tipos de alterações que podem ser induzidas por radiação ionizante são 
ilustrados na Figura 4.7. 
 
 
Figura 4.7 - Alguns tipos de alterações no cromossoma que podem ser 
induzidos por radiação ionizante. 
 
116 
 
As aberrações cromossômicas são o resultado de danos no DNA, principalmente 
devido às quebras duplas, gerando os dicêntricos ou os anéis, conforme ilustra a Figura 
4.8. 
 As células danificadas podem morrer ao tentar se dividir, ou conseguir realizar 
reparos mediados por enzimas. Se o reparo é eficiente e em tempo curto, o DNA pode 
voltar à sua composição original, sem consequências posteriores. Num reparo propenso 
a erros, pode dar origem a mutações na sequência de bases ou rearranjos mais grosseiros, 
podendo levar à morte reprodutiva da célula ou a alterações no material genético das 
células sobreviventes, com consequências a longo prazo. 
 
 
 
Figura 4.8 - Tipos de aberrações cromossomiais que podem ser induzidos 
pela radiação ionizante. 
 
4.2.3. Mutações 
 
As mutações, nas células somáticas (do corpo) ou germinativas (das gônadas) 
podem ser classificadas em 3 grupos: 
 
a. Mutações pontuais (alterações na sequência de bases do DNA); 
b. Aberrações cromossomiais estruturais (quebra nos cromossomos); e 
c. Aberrações cromossomiais numéricas (aumento ou diminuição no número de 
cromossomos). 
 
4.2.4. Modificação celular pela radiação 
 
Observando-se o ciclo celular e as fases do ciclo mitótico, é compreensível que a 
célula não apresente a mesma resposta à radiação, devido à interferência dos diversos 
tipos de interação da radiação nos diferentes cenários de vida da célula. As situações de 
maior complexidade ou que exigem acoplamentos finos de parâmetros físico-químicos 
ou biológicos, devem ser mais vulneráveis às modificações induzidas pela radiação. Isto 
significa que, num tecido onde as células componentes vivem aleatoriamente diferentes 
fases, as consequências das interações de uma mesma radiação, podem ser diferentes em 
locais diferentes do mesmo tecido. Assim, quando se fala num determinado efeito 
biológico induzido por radiações, está embutida uma avaliação estatística da situação. 
METÁFASEREJUNÇÃOQUEBRA 
EM G1
REPLICAÇÃO
FRAGMENTO
ACÊNTRICO
ANEL COM
FRAGMENTO 
ACÊNTRICO
DICÊNTRICO
COM 
FRAGMENTO
ACÊNTRICO
TRICÊNTRICO
COM
 FRAGMENTO
ACÊNTRICO
TIPO DE
ABERRAÇÃO
117 
 
As mudanças na molécula de DNA podem resultar num processo conhecido como 
transformação neoplásica. A célula modificada, mantendo sua capacidade reprodutiva, 
potencialmente, pode dar origem a um câncer. O aparecimento de células modificadas, 
pode induzir o sistema imunológico a eliminá-las ou bloqueá-las. Entretanto, as células 
sobreviventes, acabam por se adaptar, devido a modificações estimuladas por substância 
promotora. A multiplicação deste tipo de célula dá origem a um tumor, num estágio 
denominado de progressão. 
Após período de latência, se as células persistirem na reprodução, superando as 
dificuldades de divisão celular, os possíveis desvios de percurso devido a diferenciações 
e mecanismos de defesa do organismo, originam o tumor cancerígeno. 
 
4.2.5. Morte celular 
 
Quando a dose de radiação é elevada (vários Gy), muitas células de tecido 
atingidas podem não suportar as transformações e morrem, após tentativas de se dividir. 
O aumento da taxa de perda pode às vezes ser compensado com o aumento da taxa de 
reposição. Neste caso, haverá um período de transição, onde a função do tecido ou órgão 
foi parcialmente comprometida e posteriormente reposta. A perda de células em 
quantidade considerável, pode causar prejuízos detectáveis no funcionamento do tecido 
ou órgão. A severidade do dano caracteriza o denominado efeito determinístico, uma vez 
que o limiar de dose que as células do tecido suportam, foi ultrapassado. As células mais 
radiosensíveis são as integrantes do ovário, dos testículos, da medula óssea e do cristalino. 
 
4.2.6. Curvas de sobrevivência 
 
Utilizando radiações de alto e baixo LET, com altas e baixas taxas de dose, pode-
se obter o percentual de sobrevivência de células de um tecido ou órgão. Os pontos 
experimentais podem ser ajustados matematicamente e, as diversas expressões obtidas 
são denominadas de curvas de sobrevivência. A Figura 4.9 mostra que, para o mesmo 
valor da dose de radiação, as radiações de alto LET (alfa, nêutrons, íons pesados) resultam 
em menor percentual de sobrevivência que as de baixo LET (elétrons, beta, fótons). 
 
 
 
Figura 4.9 - Curvas de sobrevivência para células de mamíferos. 
 
 
118 
 
4.2.7. Detrimento 
 
O conceito de detrimento, utilizado em proteção radiológica envolve a 
combinação da probabilidade de ocorrência, severidade (gravidade) e tempo de 
manifestação de um determinado dano. Ele é a estimativa do prejuízo total que 
eventualmente seria experimentado por um grupo ou pessoa expostos à radiação, 
inclusive seus descendentes. 
 
4.2.8. Risco de efeito biológico induzido pela radiação ionizante 
 
O conceito de risco é muito amplo, pois pode estar associado simplesmente à 
probabilidade de ocorrência de determinado efeito biológico de qualquer tipo, induzido 
pela radiação ionizante ou, frequentemente, probabilidade de efeitos sérios ou letais, 
particularmente a morte por câncer. 
Em segurança de reatores, pode significar simplesmente uma expectativa 
matemática da magnitude de consequências indesejáveis. 
Uma discussão detalhada, bem como o cálculo dos diversos tipos de riscos de 
efeitos biológicos induzidos pelas radiações ionizantes é feito no Anexo C da publicação 
60 da ICRP. 
 
O risco total R pode ser obtido aproximadamente como sendo a soma dos riscos 
de cada efeito induzido pi, 
 
𝑅 = ∑𝑝𝑖
𝑖
= 𝐹 
 
onde F é denominado, frequentemente, o fator ou coeficiente de risco, correspondente à 
probabilidade para um efeito fatal, por exemplo, um câncer, estimado em 10.000 pessoas 
por sievert. 
 
O detrimento G à saúde de um indivíduo é obtido pela expressão, 
 
𝐺 = 𝑅 = 𝐹.𝐸 
 
onde E = dose efetiva = dose equivalente de corpo inteiro HE = HWB. 
 
Na Tabela 4.2, são dados alguns valores, em ordem de grandeza, dos riscos de 
danos à saúde produzidos pelas radiações ionizantes. 
 
Tabela 4.2 - Riscos de danos à saúde. 
 
Dano à saúde Dose Efetiva 
(mSv) 
Risco 
(%) 
Efeito clínico imediato >1000 ~100 
Efeito pré-natal 1 0,05 
Câncer 1 0,005 
Efeito hereditário 1 0,0005 
 
 
119 
 
4.2.9. Detectabilidade epidemiológica 
 
É comum as pessoas atribuírem certos tipos de efeitos em uma pessoa, ou grupo 
de pessoas, à radiação ionizante devido ao temor difundido que delas possuem ou muitas 
vezes incrementado ambiguamente pelos meios de comunicação. 
Entretanto, para se fazer uma atribuição com certo grau de confiabilidade, é 
preciso que o número de pessoas atingidas com certos valores de dose de radiação, 
ultrapasse valores mínimos para cada tipo de ocorrência, para se poder afirmar, em termos 
epidemiológicos, a possibilidade de ocorrência. Estes valores de dose absorvida ou dose 
efetiva recebida, e o número requerido para a garantia de ocorrência de determinado tipo 
de efeito é denominado de Detectabilidade Epidemiológica. 
Há que ressalvar situações de singularidade em que pequenos valores de dose 
podem induzir efeitos biológicos indesejáveis e até letais como o câncer em uma pessoa, 
conforme definição de efeitos estocásticos. Em termos de população e indução 
epidemiológica do efeito, isto requer estatisticamente um tamanho da amostra em função 
do tipo de efeito. Assim, na Tabela 4.3, são indicados os valores do número de pessoas 
necessárias para a observação experimental da ocorrência de câncer na tireoide de 
crianças em função da dose absorvida e da constatação de efeito hereditário em função 
da dose efetiva. 
 
Tabela 4.3 - Detectabilidade epidemiológica de efeitos biológicos. 
 
Detectabilidade epidemiológica 
Câncer na tireoide em crianças Efeito hereditário 
Dose Absorvida 
(mGy) 
Número de 
crianças 
(N) 
Dose efetiva 
(mSv) 
Número de pessoas 
(N) 
1 10.000 1 >1.000.000.000.000 
10 1.000 10 >10.000.000.000 
100 100 100 >100.000.000 
 1.000 >1.000.000 
 
 
4.3. ETAPAS DA PRODUÇÃO DO EFEITO BIOLÓGICO PELA RADIAÇÃO 
 
4.3.1. Efeitos físicos 
 
Quando uma pessoa é exposta à radiação ionizante, nos locais atingidos aparecem 
muitos elétrons e íons livres, radicais produzidos na quebra das ligações químicas e 
energia cinética adicional decorrentes da transferência de energia da radiação ao material 
do tecido, por colisão. Uma significativa fração desta energia produz excitação de átomos 
e moléculas, que pode ser dissipada, no processo de de-excitação, sob a forma de fótons. 
Para radiações, do tipo raios X e gama, estes efeitos ocorrem de uma maneira mais 
distribuída devido ao seu grande poder de penetração e modo de interação. Para radiação 
beta, os efeitos são mais superficiais, podendo chegar a vários milímetros, dependendo 
da energia da radiação. Já as radiações alfa não conseguem penetrar nem um décimo de 
milímetro na pele de uma pessoa. Seus efeitos provocados por exposições externas são 
pouco relevantes. Porém, no caso de inalação ou ingestão de radionuclídeos alfa-
120 
 
emissores, elas podem danificar seriamente células de alguns órgãos ou tecidos, pelo fato 
de serem emitidas em estreito contato ou no seu interior. Esta fase física tem uma duração 
da ordem de 10 -13 segundos. 
Esta energia adicional transferida pela radiação para uma certa quantidade de 
massa de tecido atingido, permite definir algumas grandezas radiológicas como, Dose 
Absorvida e Kerma. A relação entre a parte da energia absorvida e a massa do tecido é 
denominada de Dose Absorvida, enquanto que a relação entre a quantidade de energia 
cinética adicional e a massa de tecido define o Kerma (ver definição mais exata no 
Capítulo 7). Se o material irradiado for o ar, e se a radiação for fótons X ou gama, a 
relação entre a carga adicional, de mesmo sinal, e a massa permite definir a Exposição. 
Esta grandeza só é definida para o ar e para fótons. Ela pode ser relacionada com as 
demais grandezas mediante fatores de conversão que levam em conta a energia necessária 
para criar um par de íons e a influência da diferença de composição química no processo 
de transferência e absorção de energia. 
 
4.3.2. Efeitos químicos 
 
Como os átomos e moléculas atingidos pela radiação estão dentro de células, que 
possuem um metabolismo e uma grande variedade de substâncias, a tendência seria a 
neutralização gradual dos íons e radicais, no decorrer do tempo, ou seja a busca do 
equilíbrio químico. Esta fase fisicoquímica dura cerca de 10-10 segundos, e nela, os 
radicais livres, íons e os agentes oxidantes podem atacar moléculas importantes da célula, 
inclusive as substâncias que compõem o cromossomo. 
Algumas substâncias, como a água, H2O, ao serem ionizadas podem sofrer 
radiólise: 
 
radiação => 
  eOHOH 22
 
 
onde H2O
 + é o íon positivo e e - o íon negativo. O íon positivo forma o radical hidroxil 
ao se dissociar na forma: 
 
  OHHOH2
 
 
O íon negativo, que é o elétron, ataca uma molécula neutra de água, dissociando-
a e formando o radical hidrogênio: 
 
  OHHOHeOH 22
 
 
Os radicais hidrogênio e hidroxil podem ser formados também com a dissociação 
da água, numa excitação: 
 
  OHHOHOH 22
 
 
Além disso, os elétrons livres podem polarizar as moléculas próximas de água, 
formando um elétron-hidratado (e - ag) de vida relativamente longa. Os radicais H
•, OH• 
e estes elétrons se difundem e reagem com as biomoléculas, podendo danificá-las. No 
rastro das radiações de alto LET a densidade de radicais é grande e ocorrem muitas 
recombinações, tais como: 
 
121 
 
OHOHH 2

 
 
2HHH 

 
 
22OHOHOH 

 
 
O rendimento de H2 e da água oxigenada H2O2 na água pura é pequeno, devido à 
reação de recombinação de H com OH . Mas dentro da célula ou em presença de 
oxigênio, o H se combina para formar o radical peroxil, que se combina com outro para 
formar o peróxido de hidrogênio H2O2, 
 
  22 HOOH
 
 
22222 OOHHOHO 

 
 
Os radicais e o peróxido de hidrogênio podem reduzir ou oxidar as moléculas 
biológicas. 
Reações típicas são: 
 
MH + Ho MH2
0 
 
MH + OH0 MHOH0 
 
MH + H0 M0 + H2 
 
MH + OH0 M0 + H2O 
 
4.3.3. Efeitos biológicos 
 
Esta fase varia de dezenas de minutos até dezenas de anos, dependendo dos 
sintomas. As alterações químicas provocadas pela radiação podem afetar uma célula de 
várias maneiras, resultando em: morte prematura, impedimento ou retardo de divisão 
celular ou modificação permanente que é passada para as células de gerações posteriores. 
A reação de um indivíduo à exposição de radiação depende de diversos fatores 
como: 
 
 Quantidade total de radiação recebida; 
 Quantidade total de radiação recebida anteriormente pelo organismo, sem 
recuperação; 
 Textura orgânica individual; 
 Dano físico recebido simultaneamente com a dose de radiação (queimadura, 
por exemplo); 
 Intervalo de tempo durante o qual a quantidade total de radiação foi recebida. 
 
É bom salientar que o efeito biológico constitui a resposta natural de um 
organismo, ou parte dele, a um agente agressor ou modificador. O surgimento destes 
efeitos não significa uma doença. 
122 
 
Quando a quantidade de efeitos biológicos é pequena, o organismo pode se 
recuperar, sem que a pessoa perceba. Por exemplo, numa exposição à radiação X ou 
gama, pode ocorrer uma redução de leucócitos,hemácias e plaquetas e, após algumas 
semanas, tudo retornar aos níveis anteriores de contagem destes elementos no sangue. 
Isto significa que houve a irradiação, ocorreram efeitos biológicos sob a forma de morte 
celular e, posteriormente, os elementos figurados do sangue foram repostos por efeitos 
biológicos reparadores, operados pelo tecido hematopoiético. 
 
4.3.4. Efeitos orgânicos - Doenças 
 
Quando a quantidade ou a frequência de efeitos biológicos produzidos pela 
radiação começa a desequilibrar o organismo humano ou o funcionamento de um órgão, 
surgem sintomas clínicos denunciadores da incapacidade do organismo de superar ou 
reparar tais danos, que são as doenças. Assim, o aparecimento de um tumor cancerígeno 
radioinduzido, significa já quase o final de uma história de danos, reparos e propagação, 
de vários anos após o período de irradiação. A ocorrência de leucemia nos japoneses, 
vítimas das bombas de Hiroshima e Nagasaki, teve um máximo de ocorrência cinco anos 
após. As queimaduras originárias de manipulação de fontes de 192Ir, em acidente com 
irradiadores de gamagrafia, aparecem horas após. Porém, os efeitos orgânicos mais 
dramáticos, como a redução de tecido, ou possível perda dos dedos, podem levar até 6 
meses para acontecer. 
As fases descritas anteriormente podem ser ilustradas pela Figura 4.10. 
 
 
 
Figura 4.10 - Fases do efeito biológico produzido pela radiação ionizante. 
 
123 
 
4.4. RADIOSSENSIBILIDADE DOS TECIDOS 
 
4.4.1. Efetividade biológica relativa - RBE 
 
A influência da qualidade de radiação nos sistemas biológicos pode ser 
quantificada utilizando a Efetividade Biológica Relativa, Relative Biological 
Effectiveness (RBE). 
Para um dado tipo de radiação A e supondo constantes todas as variáveis físicas 
e biológicas, exceto o tipo de radiação, a RBE é definida pela relação adimensional: 
 
radiaçãoA
referência
Dose
Dose
ARBE )(
 
 
onde Dosereferência é a dose da radiação de referência necessária para produzir um 
específico nível de resposta e Doseradiação A é a dose da radiação A necessária para produzir 
igual resposta. 
Nesta definição, a radiação usada como referência, nem sempre é bem 
estabelecida. Em muitos experimentos, utilizou-se a radiação X, filtrada, de 250 kVp. A 
relação parece clara, como definição, mas a dificuldade está em estabelecer o que 
significa um específico nível de resposta. 
Para superar possíveis indeterminações, utiliza-se a razão entre as inclinações 
das partes que podem ser consideradas lineares, das curvas de Dose x Efeito, para as 
radiações em estudo A e de referência. Esta razão, presumivelmente, poderá representar 
o valor máximo de RBE, ou seja, a RBEM. 
Para propósitos de proteção radiológica, a RBE é considerada como sendo função 
da qualidade da radiação, expressa em termos da Transferência Linear de Energia 
(LET). Em muitos sistemas a RBE aumenta com o LET até cerca de 100 keV μm-1 e 
depois diminui. 
A rigor, a RBE para uma determinada radiação não é somente dependente do LET, 
mas também da dose, da taxa de dose, do fracionamento da dose e até da idade da pessoa 
exposta. Seu valor só é reprodutível para um determinado sistema biológico, tipo de 
radiação e o conjunto de circunstâncias experimentais. Seus valores dependem então da 
natureza e condição do material biológico, do estado fisiológico, temperatura, 
concentração de oxigênio, condições de nutrição e estágio do ciclo celular. 
A magnitude do efeito e tipo de resposta com a dose também influenciam, pois as 
curvas de resposta nem sempre são semelhantes e regulares; assim, depende do intervalo 
de dose em que são comparadas. 
A Tabela 4.4 fornece alguns valores médios da relação entre RBE e LET, na água. 
 
Tabela 4.4 - Valores médios do LET e RBE para a água (ICRP-ICRU,1963). 
 
LET médio na Água 
keV μm-1 
RBE 
≤ 3,5 
3,5 a 7,0 
7,0 a 23 
23 a 53 
53 a 175 
1 
1 a 2 
2 a 5 
5 a 10 
10 a 20 
 
124 
 
4.4.2. Transferência linear de energia - LET 
 
O conceito de transferência linear de energia (Linear Energy Transfer) - LET - 
provém da simplificação do Poder de Freamento de Colisão Linear (Linear Collision 
Stopping Power), como sendo a perda média de energia, por colisão, de uma partícula 
carregada por unidade de comprimento. O poder de freamento (stopping power) expressa 
o efeito do meio material na partícula, enquanto que o LET expressa o efeito da partícula 
no meio, normalmente o tecido humano. 
Para entender o significado do LET é preciso observar como as partículas 
carregadas interagem com o meio material. Por exemplo, um elétron, quer gerado após 
interação de um fóton X ou gama com a matéria, uma radiação beta ou uma partícula 
proveniente de um acelerador linear, interage basicamente com o campo elétrico de sua 
carga, influenciado pela sua massa. 
Numa visão simples de uma colisão, parece se comportar como o choque de duas 
esferas rígidas num mero evento mecânico. Entretanto, sob o ponto de vista físico, o 
elétron interage com vários elétrons atômicos ao mesmo tempo e, na interação com o 
elétron mais próximo, eles se afastam sem se tocar, devido ao aumento da repulsão de 
seus campos elétricos quando a distância entre eles é muito pequena. Neste evento, pode 
haver transferência ou conversão de energia, resultando em excitação ou ionização do 
átomo, emissão de radiação de freamento (bremsstrahlung) e mudança de direção da 
partícula. 
Como num material existem muitos elétrons, quando um elétron nele incide, 
haverá uma série de colisões sequenciais, com correspondentes transferências de energia 
e mudanças de direção. A energia inicial do elétron incidente vai sendo gradativamente 
transferida para o material, numa trajetória com a forma de linha quebrada. Supondo, 
então, que uma certa quantidade média de energia dE foi transferida entre um ponto A de 
referência e um ponto B de avaliação final, após várias colisões, a relação entre a energia 
dE, média, e a distância dx entre os pontos A e B é denominada de LET. Quando se fala 
em energia localmente cedida pela partícula, está implícito que o percurso da partícula 
carregada é menor do que o seu alcance (range) no meio material. 
Na definição do dE/dx, a partir da perda média de energia no espaço percorrido, 
existe ainda uma dificuldade não explicitada: é como acompanhar o elétron incidente se, 
após a primeira colisão, podem sair dois elétrons com energias muito próximas, cada um 
gerando uma sequência semelhante de colisões dentro do material. Assim, não 
contabilizando as perdas de energia pelas partículas secundárias de alta energia (raios δ), 
o LET recebe a denominação de Transferência Linear de Energia Irrestrito, denotado por 
L, uma vez que não se fixou um valor de energia de corte no processo de degradação. 
Além disso, acompanhando o percurso de uma partícula carregada num meio 
material e o processo de transferência de sua energia, percebe-se que ela não possui um 
valor fixo de LET. Após cada interação, o valor da energia da partícula é diferente e o 
valor de dE/dx depende deste valor. O que é chamado de LET constitui um valor médio 
obtido de um espectro largo de valores (ver Figura 4.11). 
Assim, a separação de radiações de baixo e alto LET é muito arbitrária, embora 
de utilidade prática. Outra observação importante é que o termo Linear nada tem a ver 
com uma trajetória retilínea. Ele significa simplesmente que é a estimativa mais simples 
que se faz de dE/dx, supondo que ele possa ser calculado por um desenvolvimento em 
série de Taylor, onde se escolheu o seu valor até o segundo termo, ou seja, o termo linear. 
 
 
125 
 
 
 
Figura 4.11 - Visualizaçãodo processo de transferência de energia (dE) por 
uma partícula carregada (elétron) em função da distância percorrida (dx) num 
meio material. 
 
Por outro lado, o fator de qualidade Q da radiação como função do LET, com 
seus valores médios estabelecidos pela ICRP podem constituir guias administrativos de 
importância prática, mas não de utilidade científica, pois muitas incertezas e 
aproximações foram embutidas. É por isso que a ICRP, em seu lugar, estabeleceu um 
fator de peso wR, obtido de uma revisão de uma grande variedade de tipos de exposição 
e informações biológicas. Consequentemente, com a introdução do wR foi necessário a 
definição do Dose Equivalente (Equivalent Dose), em substituição ao Equivalente de 
Dose (Dose Equivalent). 
 
4.4.3. Radiações de baixo LET 
 
As radiações consideradas de baixo LET são: raios X, raios γ, β + e β -. Como se 
sabe, o LET só é definido para radiações constituídas por partículas carregadas. A 
inclusão dos raios X e da radiação γ se deve ao fato de que, após a primeira interação 
com a matéria, aparecem elétrons por efeito fotoelétrico, por espalhamento Compton ou 
por formação de pares. Por isso, tais radiações são também denominadas de 
indiretamente ionizantes. 
Os elétrons Auger são também considerados radiações de baixo LET, mas podem 
apresentar valores de RBE maiores que os demais elétrons. Entretanto, se o radionuclídeo 
que os emite não penetrar na célula, os elétrons Auger são incapazes de produzir efeitos 
biológicos, devido ao seu pequeno alcance. Para os que penetram na célula, mas não se 
incorporam ao DNA, o RBE é de 1,5 a 8. Para os que se incorporam no DNA como o 125I, 
o RBE de seus elétrons Auger fica na faixa de 20 a 40. 
 
4.4.4. Indução de câncer pelas radiações de baixo LET 
 
Para fins de proteção radiológica, as doses (e taxas de doses), normalmente têm 
valores muito baixos, da ordem de mGy ou dezenas de mGy. Para estes valores de dose, 
não existem estudos epidemiológicos suficientes para estabelecer, com segurança, o 
formato da curva dose-resposta, ou a existência de um limiar. Como a maioria das 
informações sobre carcinogênese radioinduzida foi obtida com doses acima de 0,1 Gy e 
126 
 
com taxas de doses muito altas, fazem-se extrapolações das curvas de dose-resposta, para 
a região de doses baixas. 
Dentre as fórmulas matemáticas para explicitar tais hipóteses, a mais utilizada é a 
linear-quadrática (E = αD + βD2). A denominação linear-quadrática é matematicamente 
incorreta, pois, se for linear não pode ser quadrática. Entretanto, ela é muito usada, devido 
ao fato de que, para doses baixas, o efeito é proporcional à dose, ou seja, responde 
linearmente e, para doses elevadas, o efeito aumenta com o quadrado da dose. 
O comportamento dos efeitos biológicos que resultam em tumores cancerosos é 
descrito, matematicamente, da seguinte forma: 
 
a. Para valores de dose muito baixos, por não se ter dados experimentais 
inequívocos, supõe-se que a probabilidade de incidência de câncer seja 
proporcional à dose absorvida; 
b. Na região de doses elevadas, com dados obtidos das vítimas de Hiroshima e 
Nagasaki, acidentes radiológicos e experiências em laboratório, a 
probabilidade de incidência de câncer varia, na maioria dos casos, com o 
quadrado da dose; e 
c. Para doses muito elevadas, a probabilidade de indução de câncer decresce 
devido a alta frequência de morte celular, que impede a evolução para um 
câncer. 
 
Assim, a relação entre a dose e a probabilidade de indução de câncer é 
considerada linear, para radiações de baixo LET, quando os valores de dose estão abaixo 
dos limites recomendados pela ICRP. 
 
4.4.5. Radiações de alto LET 
 
As radiações consideradas de alto LET são aquelas que possuem um alto poder de 
ionização e uma alta taxa de transferência de energia num meio material. Para o mesmo 
valor da dose absorvida, são as que induzem maiores danos biológicos. Partículas alfa, 
íons pesados, fragmentos de fissão e nêutrons são classificados como radiações de alto 
LET. 
As partículas carregadas interagem com os átomos situados defronte à linha de 
incidência e também nas proximidades, devido a ação da sua carga elétrica e sua massa. 
São denominadas de radiações diretamente ionizantes. As radiações denominadas de 
indiretamente ionizantes só são percebidas pelo material, após a primeira ionização, 
quando liberam elétrons; caso contrário, atravessam o material sem interagir. 
 
4.4.6. Indução de câncer pelas radiações de alto LET 
 
Para as radiações de alto LET, o fracionamento da dose produz o mesmo efeito ou 
até o aumenta. Este fenômeno é denominado de efeito reverso da taxa de dose, conforme 
mostra a Figura 4.12. 
As radiações de alto LET causam mais danos por unidade de dose que as de baixo 
LET. Para efeito de morte celular, o RBE é de 2 a 3. Para efeitos determinísticos, 
geralmente não excede a 10. 
 
127 
 
 
 
Figura 4.12 - Formas de curvas dose-resposta, para radiações de baixo e alto 
LET, para indução de efeitos estocásticos. 
 
4.4.7. Fator de eficiência da dose e da taxa de dose - DDREF 
 
A ICRP julga que quando se obtém coeficientes de probabilidade de indução de 
câncer num dado órgão, obtidos com altas doses e altas taxas de dose de radiações de 
baixo LET, para aplicá-los em estimativas com baixas doses ou baixas taxas de dose, 
deve-se utilizar um fator de redução, o DDREF (Dose and Dose Rate Effectiveness 
Factor). Este fator não se aplica para dados obtidos com radiações de alto LET. 
 
4.4.8. O fator de redução DDREF 
 
Para fins de proteção radiológica, a ICRP (60) recomenda a inclusão de um fator 
de redução (DDREF) nos coeficientes de cálculo da probabilidade de indução de câncer 
devido a doses baixas (< 0,2 Gy) e baixas taxas de dose (<0,19 Gy/h) de radiações de 
baixo LET. 
Devido à variedade de tipos de tumor, nos diversos tecidos ou órgãos, e 
considerando que os valores atribuídos ao DDREF dependem dos intervalos de valores 
de dose e taxa de dose estudados, alguns organismos internacionais, como a NCRP e 
UNSCEAR, sugeriram o uso de um valor entre 2 e 10, após a revisão dos dados 
experimentais disponíveis. Por exemplo, para o 60Co, a redução de expectativa de vida 
devido a tumores, com exposições únicas, fracionadas e contínuas, o DDREF = 5. A ICRP 
recomenda, para propósitos de proteção radiológica, um valor conservativo e arbitrário 
de DDREF = 2. 
 
4.4.9. Obtenção do DDREF 
 
O fator de redução DDREF é obtido, matematicamente, da curva de resposta 
Probabilidade de Indução de Câncer versus Dose Absorvida, para o sistema biológico 
estudado, e nas faixas de dose e de taxa de dose de interesse. Assim, considerando uma 
curva de resposta conforme mostra a Figura 4.13, o DDREF é obtido pela expressão: 
 
1
LDDREF 
 
128 
 
onde αL é a inclinação da reta de ajuste dos dados experimentais dos pontos de altas doses 
ou altas taxas de dose (DDREF tem valores altos) e α1 é a inclinação da reta de ajuste dos 
dados experimentais dos pontos (poucos pontos) de baixas doses ou baixas taxas de dose 
(DDREF com valor próximo de 1). 
 
 
 
 
Figura 4.13 - Curva de resposta: probabilidade de indução de câncer versus 
dose absorvida, do tipo Linear-Quadrática, p = D + D2. 
 
 
4.5. CLASSIFICAÇÃO DOS EFEITOS BIOLÓGICOS 
 
4.5.1. Denominação dos efeitos biológicos 
 
Os efeitos radioinduzidos podem receber denominações em função do valor da 
dose e forma de resposta, em função do tempo de manifestação e do nível orgânico 
atingido. Assim, em função da dose e forma de resposta, são classificados em estocásticos 
e determinísticos; em termos do tempo de manifestação, em imediatose tardios; em 
função do nível de dano, em somáticos e genéticos (hereditários). 
 
4.5.2. Efeitos estocásticos 
 
São efeitos em que a probabilidade de ocorrência é proporcional à dose de 
radiação recebida, sem a existência de limiar. Isto significa que doses pequenas, abaixo 
dos limites estabelecidos por normas e recomendações de proteção radiológica, podem 
induzir tais efeitos. Entre estes efeitos, destaca-se o câncer. 
A probabilidade de ocorrência de um câncer radioinduzido depende do número de 
clones de células modificadas no tecido ou órgão, uma vez que depende da sobrevivência 
de pelo menos um deles para garantir a progressão. O período de aparecimento (detecção) 
do câncer após a exposição pode chegar até 40 anos. No caso da leucemia, a frequência 
passa por um máximo entre 5 e 7 anos, com período de latência de 2 anos. Na Figura 4.14 
é apresentada uma estimativa do tempo de latência para o aparecimento de câncer após 
exposição. 
 
129 
 
 
 
Figura 4.14 - Tempo de latência para aparecimento de câncer após irradiação. 
 
4.5.3. Efeitos determinísticos 
 
São efeitos causados por irradiação total ou localizada de um tecido, causando um 
grau de morte celular não compensado pela reposição ou reparo, com prejuízos 
detectáveis no funcionamento do tecido ou órgão. Existe um limiar de dose, abaixo do 
qual a perda de células é insuficiente para prejudicar o tecido ou órgão de um modo 
detectável. Isto significa que os efeitos determinísticos são produzidos por doses 
elevadas, acima do limiar, onde a severidade ou gravidade do dano aumenta com a dose 
aplicada. A probabilidade de efeito determinístico, assim definido, é considerada nula 
para valores de dose abaixo do limiar, e 100%, acima. 
Além da severidade, os efeitos determinísticos variam com a frequência em que 
um dado efeito, definido como condição patológica reconhecível, aumentando em função 
da dose, em uma população de indivíduos com diferentes susceptibilidades (curvas a, b 
e c), conforme ilustra a Figura 4.15. 
130 
 
 
 
Figura 4.15 - Relações típicas entre dose e gravidade do dano (severidade), 
para efeitos determinísticos numa população. 
 
Exemplos de efeitos determinísticos na pele são: eritema e descamação seca para 
dose entre 3 e 5 Gy, com sintomas aparecendo após 3 semanas; descamação úmida acima 
de 20 Gy, com bolhas após 4 semanas; necrose para dose acima 50 Gy, após 3 semanas. 
Na Tabela 4.5 são apresentados os limiares de dose para efeitos como esterilidade 
temporária ou permanente, opacidade das lentes, catarata, e depressão do tecido 
hematopoiético, para exposições única e fracionada. 
 
4.5.4. Efeitos somáticos 
 
Surgem do dano nas células do corpo e o efeito aparece na própria pessoa 
irradiada. Dependem da dose absorvida, da taxa de absorção da energia da radiação, da 
região e da área do corpo irradiada. 
 
4.5.5. Efeitos genéticos ou hereditários 
 
São efeitos que surgem no descendente da pessoa irradiada, como resultado do 
dano produzido pela radiação em células dos órgãos reprodutores, as gônadas. Têm 
caráter cumulativo e independe da taxa de absorção da dose. 
 
131 
 
Tabela 4.5 - Limiares de dose para efeitos determinísticos nas gônadas, 
cristalino e medula óssea. 
 
TECIDO E EFEITO 
LIMIAR DE DOSE 
Dose Equivalente Total 
recebida em uma única 
exposição 
 
(Sv) 
Dose Equivalente Total 
recebida numa exposição 
fracionada ou 
prolongada 
 
(Sv) 
Taxa de Dose Anual 
recebida em exposições 
fracionadas ou 
prolongadas por muitos 
anos 
(Sv) 
Gônadas 
- esterilidade temporária 
- esterilidade 
0,15 
3,5 - 6,0 
ND 
ND 
0,40 
2,00 
Ovários 
- esterilidade 2,5 - 6,0 6 > 0,2 
Cristalino 
- opacidade detectável 
- catarata 
0,5 - 2,0 
5,0 
5 
> 8 
> 0,1 
> 0,15 
Medula óssea 
- depressão de hematopoiese 0,5 ND > 0,4 
 
 
4.5.6. Efeitos imediatos e tardios 
 
Os primeiros efeitos biológicos causados pela radiação, que ocorrem num período 
de poucas horas até algumas semanas após a exposição, são denominados de efeitos 
imediatos, como por exemplo, a radiodermite. Os que aparecem depois de anos ou mesmo 
décadas, são chamados de efeitos retardados ou tardios, como por exemplo, o câncer. 
Se as doses forem muito altas, predominam os efeitos imediatos, e as lesões serão 
severas ou até letais. Para doses intermediárias, predominam os efeitos imediatos com 
grau de severidade menor, e não necessariamente permanentes. Poderá haver, entretanto, 
uma probabilidade grande de lesões severas a longo prazo. Para doses baixas, não haverá 
efeitos imediatos, mas há possibilidade de lesões a longo prazo. 
Os efeitos retardados, principalmente o câncer, complicam bastante a implantação 
de critérios de segurança no trabalho com radiações ionizantes. Não é possível, por 
enquanto, usar critérios clínicos porque, quando aparecem os sintomas, o grau de dano 
causado já pode ser severo, irreparável e até letal. Em princípio, é possível ter um critério 
biológico e espera-se algum dia ser possível identificar uma mudança biológica no ser 
humano que corresponda a uma mudança abaixo do grau de lesão. Por enquanto, utilizam-
se hipóteses estabelecidas sobre critérios físicos, extrapolações matemáticas e 
comportamentos estatísticos. 
 
 
4.6. REVERSIBILIDADE, TRANSMISSIVIDADE E FATORES DE INFLUÊNCIA 
 
4.6.1. Reversibilidade 
 
A célula possui muitos mecanismos de reparo, uma vez que, durante sua vida, 
sofre danos provenientes de substâncias químicas, variação da concentração iônica no 
processo de troca de nutrientes e dejetos junto à membrana celular, danos físicos 
produzidos por variações térmicas e radiações. Mesmos danos mais profundos, 
produzidos no DNA, podem ser reparados ou compensados, dependendo do tempo e das 
condições disponíveis. Assim, um tecido atingido por uma dose de radiação única e de 
132 
 
baixo valor, tem muitas condições de recuperar sua integridade, mesmo que nele haja um 
certo percentual de morte de suas células. Em condições normais, ele repõe as células e 
retoma o seu ritmo de operação. Nestas condições, pode-se dizer que o dano foi reversível. 
Entretanto, para efeito de segurança, em proteção radiológica, considera-se que o efeito 
biológico produzido por radiação ionizante é de caráter cumulativo, ou seja, despreza-
se o reparo do dano. 
 
4.6.2. Transmissividade 
 
Outra questão importante é que o dano biológico produzido numa pessoa não se 
transmite. O que pode eventualmente ser transmitido é um efeito de doses elevadas que, 
lesando significativamente as células reprodutivas, pode resultar num descendente 
portador de defeito genético. Não há relação nenhuma entre a parte irradiada numa pessoa 
e o local de aparecimento do defeito no organismo do filho. 
 Uma pessoa danificada pela radiação, mesmo exibindo sintomas da síndrome de 
irradiação aguda, pode ser manuseada, medicada e transportada como um doente 
qualquer, pois sua doença não pega. O cuidado que se deve ter no tratamento destas 
pessoas, é o dos médicos, enfermeiros, demais pessoas e instalações de não contaminá-
las por vírus ou bactérias por eles portados, uma vez que, a resistência imunológica dos 
pacientes está muito baixa. 
As pessoas que sofreram contaminação, interna ou externa, com radionuclídeos é 
que precisam ser manuseadas com cuidado, pois tais radionuclídeos podem estar 
presentes no suor, na excreta e muco das vítimas. Por exemplo, as vítimas do acidente 
com o 137Cs, em 1987 em Goiânia, tiveram que ficar isoladas e, durante o tratamento 
especial, os técnicos tiveram que usar macacões, luvas, máscarase sapatilhas para não se 
contaminar radioativamente e não contaminar biologicamente os enfermos. 
 
4.6.3. Fatores de influência 
 
4.6.3.1. Idade 
 
Pessoas que recebem a mesma dose de radiação não apresentam os mesmos 
danos e nem sempre respondem em tempos semelhantes. A relação dose-resposta é o 
resultado estatístico obtido de vários experimentos, in vivo, in vitro e em acidentes com 
radiação. Existem alguns fatores que modificam a resposta ou o efeito biológico, como 
por exemplo, a idade, o sexo e o estado físico. 
O indivíduo é mais vulnerável à radiação quando criança ou quando idoso. Na 
infância, os órgãos, o metabolismo, as proporções ainda não se estabeleceram 
definitivamente e, assim, alguns efeitos biológicos podem ter resposta com intensidade 
ou tempo diferentes de um adulto. 
 Por exemplo, com relação ao tempo de retenção de um radionuclídeo como o 
137Cs, na forma de cloreto de césio, a meia-vida efetiva na criança é cerca de 55 dias, 
enquanto que, num adulto é de 110 dias. Isto significa, por um lado, queo 137Cs teve menos 
tempo para irradiar os órgãos internos, o que resultaria numa expectativa de menor dose 
de radiação. Por outro lado, como o processo de multiplicação celular é muito 
significativo nesta fase da vida do indivíduo, as células são mais sensíveis à radiação, 
morrendo em maior quantidade, mesmo que a reposição ocorra com uma taxa maior. 
Além disso, os órgãos estão mais próximos, facilitando o aumento da dose num órgão, 
quando existe outro com maior incidência de contaminação. No caso do idoso, o processo 
133 
 
de reposição ou reparo celular é de pouca eficiência e a resistência imunológica é menor 
que a de um adulto normal. 
 
4.6.3.2. Sexo 
 
As mulheres são mais sensíveis e devem ser mais protegidas contra a radiação que 
os homens. Isto porque possuem órgãos reprodutores internos e os seios são constituídos 
de tecidos muito sensíveis à radiação. Além disso, existe o período de gestação, onde o 
feto apresenta a fase mais vulnerável à radiação e a mãe tem seu organismo bastante 
modificado em forma, composição hormonal e química. 
 Além destes fatores, normalmente a mulher possui concentração dos elementos 
químicos em menor quantidade que os homens, organismo mais delicado e complexo, 
ciclos e modificações hormonais mais frequentes e intensas. 
 
4.6.3.3. Estado físico 
 
O estado físico do irradiado influencia bastante na resposta do indivíduo à 
radiação. Se uma pessoa é forte, resistente, bem alimentada, sua resposta aos possíveis 
danos da radiação será atenuada quando comparada à uma pessoa fraca, subalimentada e 
com deficiência imunológica. Isto é esperado em relação a qualquer agente agressor, 
interno ou externo. A avaliação do estado físico é importante quando da tomada de 
decisão para o tratamento de radioterapia de uma pessoa com câncer, pois, em alguns 
casos, o tratamento poderia resultar num agravamento do quadro clínico. 
Um fato notável é a composição dos efeitos danosos da radiação com outros 
fatores agressivos ao organismo, como por exemplo, o fumo. Dentre os males causados 
pelo fumo, destaca-se o câncer nas vias respiratórias. Assim, a diferença entre a 
frequência de incidência, por exemplo, de câncer no pulmão em trabalhadores de minas 
de exploração de urânio, fumantes e não fumantes, pode atingir quase um fator dez, para 
o mesmo valor de dose absorvida, conforme mostra a Figura 4.16. 
 
2
4
6
8
10
12
300 600 900 1200 1500 1800 2100
14
0
0
 
 
Figura 4.16 - Variação da incidência do câncer de pulmão em trabalhadores 
de minas de urânio, fumantes e não fumantes. 
 
 
134 
 
4.7. EFEITOS BIOLÓGICOS PRÉ-NATAIS 
 
 Para uma melhor compreensão dos efeitos pré-natais induzidos pelas radiações 
ionizantes, a evolução de um feto é descrita simplificadamente na Tabela 4.6, onde o 
período de avaliação é de semanas. 
 
Tabela 4.6 - Evolução das características do feto em função do tempo. 
 
Semanas Situação Semanas Situação 
1 
Início do ciclo menstrual que 
resulta na gravidez 
22 Pelos visíveis 
4 Formação do embrião 23 Feto mexendo 
5 
Sistema circulatório e coração 
em formação, primórdios do 
sistema nervoso central 
24 21 cm, 650 g 
6 
Membros superiores e 
inferiores brotando 
25 Ganho de peso 
7 
Embrião com 8 mm, formação 
da face 
26 Ganho de peso 
8 
13 mm, dedos e orelhas 
visíveis 
27 Olhos começam a abrir 
9 18 mm 28 ~1 kg 
10 30 mm 29 
Sistema nervoso central mais ou 
menos desenvolvido 
11 
50 mm, formação do 
estômago, bexiga, massa 
encefálica, coluna 
30 
Implantação placentária, feto de 
cabeça para baixo 
12 
61 mm, face, unhas e dedos se 
desenvolvendo 
31 
Formação do fêmur e 
endurecimento ósseo 
13 
Bexiga estufando, pele se 
desenvolvendo 
32 Contrações uterinas 
14 Estímulo cardíaco 33 Ganho de peso 
15 Sexo fetal definido 34 Feto com ~2 kg 
16 Ossificação fetal 35 Pulmões endurecendo 
17 Movimentação 36 Contrações uterinas 
18 Diferenciação sexual 37 
Feto maduro, ganho de peso 200 
a 250 g/semana 
19 
Sistemas circulatório, 
digestivo e urinário 
funcionando 
38 Contrações uterinas 
20 500 g, movimentação 39 
Fim da gestação, dilatação do 
colo uterino 
21 Soluço fetal 40 Parto 
 
Para fins de Proteção Radiológica, a publicação Nº 89 da ICRP, de 2001) 
estabelece os valores de referência para as dimensões, massas, conteúdo de todas as fases 
do corpo humano, desde a fase embrionária até a adulta. 
Os efeitos biológicos pré-natais induzidos pela radiação ionizante podem ser 
avaliados em duas situações: a) os induzidos por radionuclídeos ingeridos ou inalados 
pela mãe e transferidos ao embrião ou feto; b) os induzidos pela radiação externa, durante 
o período de gravidez. 
No relatório da UNSCEAR de 1986, denominado Genetic and Somatic Effects of 
Ionizing Radiation, foram avaliados dados de experimentos com animais e das pessoas 
expostas em Hiroshima e Nagasaki, e enfocados, principalmente, os temas: 
 
135 
 
a) efeitos letais no embrião; 
b) mal-formações e outras alterações estruturais e no crescimento; 
c) retardo mental; 
d) indução de doenças, incluindo a leucemia; e 
e) efeitos hereditários. 
 
Na publicação Nº 60 da ICRP, de 1990, a questão da irradiação do feto, durante o 
período de gestação foi estudada onde os valores das probabilidades de indução de efeitos 
por radiações de baixo LET foram determinados. Eles são resumidos na Tabela 4.7. 
 
Tabela 4.7 - Valores das probabilidades de indução de efeitos biológicos 
induzidos por radiações de baixo LET no feto. 
 
Probabilidade de efeitos - Radiação de baixo LET 
Efeito População 
Período de exposição 
(semanas) 
Modo de 
exposição 
Probabilidade 
Redução do QI Feto 8 a 15 de gestação 
Doses elevadas 
Altas taxas de dose 
30 pontos no QI 
Sv-1 
Retardo Mental 
Severo 
Feto 8 a 15 de gestação 
Doses elevadas 
Altas taxas de dose 
 
40x10-2 a 1 Sv 
 
A Publicação No.88 da ICRP de 2001, intitulada: “Dose to the Embryo and Fetus 
from Intake of Radionuclides by the Mother”, apresenta um estudo aprofundado sobre a 
questão, levando em conta a transferência de radionuclídeos pela placenta, distribuição e 
retenção no tecido fetal. 
São apresentados os modelos Biocinéticos e Dosimétricos para o cálculo das doses 
no embrião, no feto e recém-nascido resultantes da ingestão ou inalação de radionuclídeos 
pela mãe, antes ou durante a gravidez. São exibidas as tabelas para cada radionuclídeo, 
órgão ou sistema do corpo humano. 
Para a avaliação das doses, foram considerados três períodos: o período depré-
implantação, com duração de 0 a 8 dias; o período embrionário de organogênese, com 
duração de 9 a 56 dias e; o período fetal de crescimento, com duração de 57 a 266 dias. 
 
Tabela 4.8 - Risco de efeitos biológicos pré-natais, deletérios à saúde 
humana, induzidos pela radiação ionizante. 
 
Exposição Pré-natal 
(semanas) 
Risco de efeito 
Até 3 Não resulta em efeitos estocásticos ou deletérios após nascimento 
4-14 Má-formação e efeitos determinísticos (0,1 a 0,5 Gy) 
8 a 25 
Sistema nervoso central muito sensível à radiação D>100 mGy, inicia 
o decréscimo do QI 
8 a 15 Alta probabilidade de retardo mental severo 
16 a 25 Menor sensibilidade do sistema nervoso central. 
 
 
136 
 
4.8. USO DE EFEITOS BIOLÓGICOS NA TERAPIA 
 
4.8.1. Radioterapia 
 
O fato de radiações penetrantes, do tipo raios X e gama, induzirem danos em 
profundidades diferentes do organismo humano e, com isso, causar a morte de células, 
pode ser utilizado para a terapia do câncer. Assim, tumores profundos podem ser 
destruídos ou regredidos sob a ação de feixes de radiação gama adequadamente aplicados. 
Como a intensidade do feixe decai exponencialmente com a espessura de tecido 
penetrado, a dose e a correspondente quantidade de dano produzido, são maiores na 
superfície de entrada do que no ponto de localização do tumor. Isto irradiaria, com maior 
dose, os tecidos de entrada e intermediário, desnecessariamente. Para minimizar isso, 
focaliza-se sempre o tumor, e aplica-se o feixe de radiação em diferentes direções, 
movendo o irradiador ou o paciente, de modo que a dose induza à morte as células do 
tumor e o tecido sadio irradiado seja naturalmente reposto. O uso de raios X é semelhante, 
com a diferença que se pode variar o poder de penetração da radiação e a intensidade de 
feixe. 
Para tumores localizados em certas regiões do corpo é preferível utilizar fontes de 
radiação gama aplicadas diretamente sobre eles, numa técnica conhecida como 
Braquiterapia. Dependendo da situação, podem-se embutir fontes perto do local afetado, 
como as antigas agulhas de 226Ra e as sementes de 137Cs, 60Co e 192Ir, ou irradiar o tumor 
com uma fonte próxima, por meio de um aplicador. 
 
4.8.2. Aplicações oftalmológicas e dermatológicas 
 
Em alguns tratamentos pós-cirúrgicos, pode ser utilizado um aplicador do tipo 
oftalmológico ou dermatológico, contendo um radioisótopo emissor beta puro, do tipo 
90Sr, cujas radiações causam dano superficial devido à baixa penetração da radiação. Isto 
pode danificar um pouco a lente dos olhos ou a pele da pessoa, mas, em compensação, o 
efeito de cauterização resultante pode acelerar a cicatrização, evitar a hemorragia ou a 
formação de quelóides (cicatrizes indesejáveis), respectivamente. 
 
4.8.3. Aplicação de radiofármacos 
 
Na obtenção de imagens de órgãos, tecidos e sistemas do corpo humano, podem 
ser utilizados feixes externos de raios X ou as radiações gama emitidas por radioisótopos 
neles incorporados, utilizando radiofármacos apropriados. 
Nestes exames de radiodiagnóstico, o tempo de exposição varia de fração de 
segundos até algumas horas. O dano causado depende da dose absorvida, que é 
acumulativa, mas de valor muito menor quando comparada com as aplicadas em 
radioterapia. 
Na Figura 4.17 tem-se uma ilustração dos principais radiofármacos utilizados e 
seus respectivos órgãos ou tecidos de incorporação preferencial. 
 
 
 
137 
 
 
 
Figura 4.17 - Incorporação preferencial de radioisótopos nos tecidos e órgãos 
do corpo humano, em função do tipo de composto químico utilizado, para 
produção de imagens em gama-câmaras para diagnóstico em Medicina 
Nuclear. 
 
 
4.9. SÍNDROME DE IRRADIAÇÃO AGUDA 
 
4.9 1. Exposições acidentais com altas doses 
 
A exposição com feixes externos de radiação e, em alguns casos, com 
contaminação interna por radionuclídeos, pode resultar em valores elevados de dose 
absorvida, envolvendo partes do corpo ou todo o corpo. Estas exposições ocorrem em 
situações de acidente, envolvendo fontes radioativas de alta atividade ou feixes de 
radiação intensos produzidos por geradores de radiação ionizante, como aceleradores de 
partícula, reatores e máquinas de raios X. 
Como resultado destas exposições o organismo humano desenvolve reações 
biológicas que podem se manifestar sob a forma de sintomas indicativos de alterações 
profundas provocadas pela radiação, conhecidos como Síndrome de Irradiação Aguda 
ou, como denominam algumas pessoas, Síndrome de Radiação Aguda. 
Na análise microscópica do organismo humano, percebe-se que muitas células 
tiveram, entre outros danos, seus cromossomos atingidos e, algumas células exibem 
aberrações cromossomiais. Estas aberrações cromossomiais podem ser observadas com 
auxílio de um microscópio óptico depois de devido procedimento de cultura biológica, 
separação e tratamento do material amostrado para análise, por exemplo, o sangue. 
O cromossomo normal tem a forma de um “X”. As formas mais características de 
aberrações produzidas são os denominados cromossomos dicêntricos e em forma de anel. 
Os dicêntricos são formados pela emenda aleatória de dois cromossomos mutilados pela 
138 
 
radiação, cada um contribuindo com um centro. Os anéis aparecem quando um mesmo 
cromossomo é cortado nas duas extremidades, e elas se ligam formando um anel. A 
frequência relativa de dicêntricos e anéis depende da dose, da energia da radiação e do 
tipo de radiação. Na Figura 4.18 são apresentadas curvas que expressam a variação do 
número de aberrações com o tipo e energia da radiação. 
 
 
 
 
Figura 4.18 - Frequência de cromossomos dicêntricos para células 
submetidas à radiação gama do 60Co e a nêutrons de várias energias. 
 
4.9.2. Exposição externa localizada 
 
As lesões mais severas produzidas por exposições localizadas e de altas doses são, 
resumidamente: 
 
a. Lesões na pele 
 - eritema precoce 3 < D < 10 Gy 
 - epiderme seca 10 < D < 15 Gy 
 - epiderme exudativa 15 < D < 25 Gy 
 - queda de pelos e cabelos 
 - radiodermite 
 - necrose D > 25 Gy 
 
b. Lesões no olho 
 - ocorre para D > 2 Gy 
 - catarata D> 5 Gy 
 
 
 
139 
 
c. Lesões nas gônadas 
 
 - Homem 
 -esterilidade temporária D > 0,15 Gy 
 - esterilidade definitiva 3,5< D > 6 Gy 
 - Mulher 
 - alterações provisórias na fecundidade D > 2,5 Gy 
 - esterilidade 3 < D < 6 Gy 
 
d. Lesão no Feto 
 - efeitos em função da dose e idade do feto 
 
4.9.3. Exposição de corpo inteiro de um adulto 
 
Quando uma pessoa é exposta à radiação gama em corpo inteiro, ou no caso 
ignorado, considerado como tal, os valores limiares de dose absorvida para o caso de 1% 
de Morbidez e Mortalidade são apresentados na Tabela 4.9, conforme a publicação 103 
da ICRP de 2007. 
A morbidez pode ser definida como o número de doenças produzidas em 
determinado órgão, tecido ou sistema de uma pessoa quando submetida a uma 
determinada causa. Pode significar também a taxa de portadores de determinada doença, 
em relação à população total estudada em determinado local e momento. O valor de 1% 
de morbidez e mortalidade significa uma em 100 pessoas expostas. 
 
Tabela 4.9 - Limiares estimados de doses absorvidas agudas gama para 1% 
de morbidez e mortalidade, após exposição de corpo inteiro de uma pessoa. 
(ICRP 103, 2007). 
 
Efeito Órgão/Tecido 
Tempo de 
Desenvolvimento 
Dose Absorvida 
(Gy) 
MORBIDADE 1% de incidência 
Esterilidade temporária Testículos 3-9 semanas ~ 0,1 
Esterilidade permanente Testícuos 3 semanas ~ 6 
Esterilidade permanente Ovários < 1 semana ~ 3 
Depressão do sangue Medulaóssea 3-7 semanas ~ 0,5 
Avermelhamento da pele Pele (grande área) 1-4 semanas < 3 a 6 
Queimadura da pele Pele (grande área) 2-3 semanas 5 a 10 
Perda temporária de cabelo Pele 2-3 semanas ~ 4 
Catarata Olho Vários anos ~ 1,5 
MORTALIDADE 1% de incidência 
Síndrome da medula óssea 
vemelha 
 
Sem tratamento médico Medula óssea 30-60 dias ~ 1 
Com tratamento médico Medula óssea 30-60 dias ~ 2 a 3 
Síndrome gastrointestinal 
Sem tratamento médico Intestino delgado 6-9 dias ~ 6 
Com tratamento médico Intestino delgado 6-9 dias > 6 
Pneumonite Pulmão 1-7 meses 6 
 
 
 
140 
 
4.9.4. Sindrome de irradiação aguda 
 
O conjunto e a sucessão de sintomas que aparecem em vítimas de acidentes 
envolvendo doses elevadas de radiação é denominado de Síndrome de Irradiação Aguda. 
Os sistemas envolvidos são o circulatório, particularmente o tecido hematopoiético, o 
gastrointestinal e o sistema nervoso central. A Tabela 4.10 mostra, de modo simplificado, os 
sintomas associados a diferentes valores de dose elevadas. 
 
Tabela 4.10 - Síndrome de irradiação aguda. 
 
FORMA 
DOSE 
ABSORVIDA 
(Gray) 
SINTOMAS 
Infra-clínica < 1 Ausência de sintomas, na maioria dos indivíduos 
Reações leves 
generalizadas 
1 a 2 
Astenia, náuseas e vômitos de 3 a 6 horas após a exposição. 
Efeitos desaparecendo em 24 horas 
Síndrome 
Hematopoiética Leve 
2 a 4 
Depressão da função medular (linfopenia, leucopenia, 
trombopenia, anemia). Máximo em 3 semanas após a 
exposição e voltando ao normal em 4 a 6 meses. 
Síndrome 
Hematopoiética Grave 
4 a 6 Depressão severa da função medular 
Síndrome do Sistema 
Gastrointestinal 
6 a 7 Diarreia, vômitos, hemorragias 
Síndrome Pulmonar 7 a 10 Insuficiência respiratória aguda 
Síndrome do Sistema 
Nervoso Central 
>10 Coma e morte. Horas após a exposição. 
 
A dose letal média fica entre 4 e 4,5 Gy. Isto significa que, de 100 pessoas 
irradiadas com esta dose, metade morre. 
Na Tabela 4.11 são apresentados a chance de sobrevivência, o tempo de 
manifestação e os sintomas. 
 
Tabela 4.11 - Sintomas de doença resultantes da exposição aguda à radiação 
ionizante, em função do tempo. 
 
TEMPO DE 
MANIFESTAÇÃO 
(semanas) 
SOBREVIVÊNCIA 
PROVÁVEL 
1 - 3 Gy 
POSSÍVEL 
4 - 7 Gy 
IMPROVÁVEL 
> 8 Gy 
1 
Fase latente, nenhum 
sintoma definido 
Náusea, vômito 
Náusea, vômito, diarreia, 
garganta inflamada, úlcera, 
febre, emagrecimento 
rápido, morte 
2 
Depilação, perda de apetite, 
indisposição, garganta 
dolorida, diarreia, 
emagrecimento, morte. 
 
3 
Depilação, perda de 
apetite, indisposição 
 
4 
Garganta dolorida, 
diarreia, 
emagrecimento 
moderado 
 
141 
 
A Tabela 4.12 apresenta, em ordem aproximada de gravidade crescente, os 
sintomas e sinais no estágio prodrômico e síndrome da irradiação aguda. 
 
Tabela 4.12 - Sintomas e sinais no estágio prodrômico e síndrome de 
irradiação aguda em ordem aproximada de crescente gravidade. 
 
Anorexia (perda de apetite) 
Náusea 
Vômito 
Debilidade e fadiga 
Prostração 
Diarreia 
Conjuntivite 
Eritema (vermelhidão cutânea) 
Choque (falência aguda da circulação periférica) 
Oliguria (redução da excreção urinária) 
Ataxia (perda da coordenação dos movimentos) 
Desorientação 
Coma (alteração grave da vigilidade - encéfalo) 
Morte 
 
Para se ter uma compreensão mais significativa destes eventos sintomáticos, em 
termos de dose absorvida e tempo de manifestação, a Figura 4.19 mostra o 
comportamento médio das pessoas, em termos probabilísticos, quando expostas a altas 
doses de radiação ionizante. 
 
minutos horas dias semanas
2 1530 2 2 24 4 43
3
35
5
25
10
0,5
1,5
5126 6
Tempo após a exposição
precoce
Fase
Fase crítica
D
os
e 
(G
y)
Sintomas iniciais
(Prodrômica)
Risco de dano fatal na
ausência de tratamento
G
ra
vi
da
de
 
 
 
Figura 4.19 - Evolução média de pessoas irradiadas em relação ao tempo e 
em função da dose. 
142 
 
Na Figura 4.19 os sintomas são caracterizados por três parâmetros: a dose 
absorvida, a gravidade (severidade) do dano e o tempo de manifestação após a exposição. 
Assim, por exemplo, para um indivíduo exposto a uma dose de 5 Gy, sua fase 
Prodrômica se inicia quase 15 minutos após a exposição e desaparece em torno de 8 horas. 
Sua fase crítica é esperada após 3,5 dias, devendo-se ter um cuidado extremo com 
ele após 3 semanas, quando o indivíduo corre sério risco de morrer. 
Em decorrência do acidente de Chernobyl, 1986, várias pessoas foram fortemente 
irradiadas, principalmente as ligadas ao atendimento da situação de emergência. Na 
Tabela 4.13, são mostrados alguns dados das pessoas que foram atendidas nos hospitais 
de Moscou e de Kiev. Na Figura 4.20 é mostrado o número de casos por 100.000 pessoas 
de câncer na tireoide na Bielorrússia, induzidos em crianças, adolescentes e adultos. 
 
Tabela 4.13 - Pessoas com síndrome de irradiação aguda irradiadas durante 
o acidente nuclear de Chernobyl. 
 
 
Dose 
(Gy) 
Pacientes tratados 
em Falecimentos Sobreviventes 
Moscou Kiev 
Média 0,8 – 2,1 23 18 0 (0%) 41 
Moderada 2,2 – 4,1 44 6 1 (2%) 49 
Severa 4,2 – 6,4 21 1 7 (32%) 15 
Muito severa 6,5 - 16 20 1 20 (95%) 1 
Total 0,8 - 16 108 26 28 106 
 
 
 
 
Figura 4.20 - Indução de câncer na tireoide na Bielorrússia devido ao 
acidente nuclear em Chernobyl, em 1986. 
 
 
 
 
0
2
4
6
8
10
12
19
86
19
87
19
88
19
89
19
90
19
91
19
92
19
93
19
94
19
95
19
96
19
97
19
98
19
99
20
00
20
01
20
02
Período
Ca
so
s p
or
 10
0 0
00
 pe
ss
oa
s
Crianças (0-14) Adolescentes (15-18) Adultos (19-34)
143 
 
4.9.5. Dose letal para componentes da fauna e flora 
 
Os organismos vivos apresentam uma resistência diferenciada em relação aos 
efeitos biológicos das radiações ionizantes. Em geral, quanto maior a sua complexidade 
orgânica, estrutural e neurológica menor sua resistência. Quanto mais simplificado for o 
organismo, maior a sua resistência. 
Na Figura 4.21 são apresentadas as faixas aproximadas de dose aguda letal para 
vários grupos taxonômicos conforme a publicação das Nações Unidas, UNSCEAR de 
2008, Anexo E, p.273. 
Pelos valores apresentados pode-se compreender as razões das doses elevadas de 
radiação para atingir propósitos no tratamento de alimentos como esterilizar ou matar 
insetos e larvas, reduzir população de fungos e micróbios patogênicos. 
 
 
Figura 4.21 - Faixas aproximadas de Dose Aguda Letal para vários grupos 
taxonômicos (UNSCEAR, 2008). 
 
1 10 100 1.000 10.000
Mamíferos
Pássaros
Plantas superiores
Peixes
Anfíbios
Répteis
Crustáceos
Insetos
Musgos, liquens, algas
Bactérias
Protozoários
Moluscos
Vírus
DOSE AGUDA LETAL (Gy)
144 
 
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS 
 
UNSCEAR, Genetic and Somatics Effects of Ionizing Radiation, Report of the United 
Nations Scientific Committees on the Effects of Atomic Radiations, 1986. 
 http://www.unscear.org/unscear/en/publications 
 
UNSCEAR, Sources, Effects and Risks of Ionizing Radiation, Report of the United 
Nations Scientific Committees on the Effects of Atomic Radiations, Annexes, United 
Nations Publications - New York, 2008. 
 http://www.unscear.org/unscear/en/publications/ 
 
ICRP 60, Recommendations of ICRP, Annals of ICRP, Bethesda, 1990. 
 
ICRP 88, Dose to the Embryo and Fetus from Intake of Radionuclides by the Mother, 
Annals of ICRP, Bethesda, 2001.